TIÊU\r\nCHUẨN QUỐC GIA

TCVN\r\n9103:2011\r\n

ISO\r\n7753:1987

NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN - TÍNH NĂNG VÀ YÊU CẦU THỬ NGHIỆM ĐỐI\r\nVỚI HỆ THỐNG PHÁT HIỆN VÀ BÁO ĐỘNG TỚI HẠN

Nuclear\r\nenergy -\r\nPerformance\r\nand testing requirements for criticality detection and alarm systems

Lời nói đầu

TCVN 9103:2011 hoàn toàn\r\ntương đương với ISO 7753:1987;

TCVN 9103:2011 do Ban kỹ\r\nthuật Tiêu chuẩn quốc gia TCVN/TC 85 Năng lượng hạt nhân biên soạn, Tổng cục Tiêu chuẩn Đo lường Chất lượng đề nghị,\r\nBộ Khoa học và Công nghệ công bố.

Lời giới thiệu

Trong một vài trường hợp vận hành với\r\ncác vật liệu có khả năng phân hạch có nguy cơ tới hạn hạt nhân, ngay cả khi\r\nnguy cơ rất nhỏ, cũng không thể loại trừ. Điều quan trọng là trong một sự kiện\r\nnhư vậy phải đưa ra các biện pháp báo động cho nhân viên về các mối đe dọa của\r\ncường độ bức xạ cao và quy trình sơ tán mọi\r\nngười.

Tiêu chuẩn này, đề cập đến việc thiết\r\nkế và duy trì hệ thống phát hiện và báo động tới hạn, được bổ sung trong ba phụ\r\nlục. Phụ lục A đưa ra các đặc tính của một sự cố tới hạn tối thiểu cần quan\r\ntâm, Phụ lục B đưa ra các ví dụ về áp dụng tiêu chuẩn này đối với các khu vực sự\r\ncố và Phụ lục C đưa ra hướng dẫn xây dựng các kế hoạch ứng phó khẩn cấp.

NĂNG LƯỢNG HẠT\r\nNHÂN - TÍNH NĂNG VÀ YÊU CẦU THỬ NGHIỆM ĐỐI VỚI HỆ THỐNG PHÁT HIỆN VÀ BÁO ĐỘNG TỚI\r\nHẠN

Nuclear\r\nenergy -\r\nPerformance\r\nand testing requirements for criticality detection and alarm systems

1. Phạm vi áp dụng

Tiêu chuẩn này quy định các yêu cầu về\r\nđặc tính và thử nghiệm đối với các hệ thống phát hiện và báo động tới hạn, tiêu\r\nchuẩn này có thể được áp dụng cho tất cả các công việc vận hành với plutoni,\r\nurani 233, Urani đã được làm giàu đồng vị urani 235, và các vật liệu khác có khả\r\nnăng phân hạch, mà tới hạn do thiếu thận trọng có thể xảy ra và gây ra sự phơi\r\nnhiễm bức xạ cho nhân viên tới mức không được phép. Tiêu chuẩn này không yêu cầu\r\nthiết bị phụ trợ riêng biệt khi các thiết bị vận hành trong các cơ sở, như các lò phản ứng hạt nhân hoặc các thử\r\nnghiệm tới hạn, đã đáp ứng được các yêu cầu của tiêu chuẩn này.

Tiêu chuẩn này không quy định chi tiết\r\ncác bước quản lý hành chính, được coi là đặc quyền quản lý, hoặc thiết kế và mô\r\ntả cụ thể của thiết bị. Thông tin chi tiết về phép đo liều sự cố hạt nhân, đánh\r\ngiá mức phơi nhiễm bức xạ của nhân viên và thiết bị đo để chẩn đoán sau sự cố hạt\r\nnhân không thuộc phạm vi của tiêu chuẩn này.

Tiêu chuẩn cung cấp hướng dẫn về đặc\r\ntính chi tiết của thiết bị được sử dụng trong các hệ thống báo động tới hạn do\r\nIEC soạn thảo.

Tiêu chuẩn này đề cập chủ yếu tới hệ\r\nthống đo suất liều bức xạ gamma. Tiêu chí phát hiện cụ thể có thể được đáp ứng bởi\r\ncác hệ thống tích hợp hoặc hệ thống phát hiện nơtron hoặc bức xạ gamma, và các\r\nhệ thống tương tự được cân nhắc áp dụng.

2. Thuật ngữ định\r\nnghĩa

Tiêu chuẩn này áp dụng các thuật ngữ và\r\nđịnh nghĩa sau.

2.1. Sự cố tới hạn (criticality\r\naccident)

Sự giải phóng năng lượng do ngẫu nhiên\r\ntạo ra phản ứng dây chuyền nơtron tự duy trì hoặc phân ly.

2.2. Sự cố tới hạn\r\ntối thiểu cần quan tâm (minimum accident of concern)

Sự cố nhỏ nhất mà một hệ thống báo động\r\ntới hạn được yêu cầu phát hiện.

3. Nguyên tắc chung

3.1. Khái quát

Các hệ thống báo động phải được lắp đặt\r\ntại bất cứ nơi nào mà được cho rằng việc lắp đặt hệ thống sẽ làm giảm toàn bộ\r\ncác nguy cơ rủi ro. Nghiên cứu lắp đặt phải chỉ ra được các mối nguy hiểm có thể\r\ncó do báo động sai.

3.2. Giới hạn và yêu cầu chung

3.2.1. Sự cần thiết của hệ\r\nthống báo động tới hạn phải được đánh giá cho tất cả các hoạt động vận hành,\r\ntrong đó lượng kiểm kê các vật liệu có khả năng phân hạch tại các khu vực độc lập\r\nkhông liên quan với nhau vượt quá 700 g ²³⁵U, 520 g ²³³U,\r\n450 g của các đồng vị phân hạch của plutonium hoặc 450 g của bất kỳ hỗn hợp của các đồng vị này (xem tài\r\nliệu tham khảo [1]). Phải chú ý tới tất cả các quá trình xử lý mà chất làm chậm nơtron hoặc chất phản xạ nơtron có\r\nhiệu quả hơn nước được sử dụng.

Trong nội dung trên, khu vực độc lập\r\ncó thể được coi là không liên quan khi mà tại biên của vùng đó không có sự trao\r\nđổi cần thiết giữa các vùng, khoảng cách ly tối thiểu giữa các vật liệu tại các\r\nkhu vực liền kề là 10 cm và mật độ bề mặt của vật liệu phân hạch, lấy trung bình\r\ncho mỗi khu vực độc lập, phải nhỏ hơn 50 g /m².

3.2.2. Một hệ thống báo động\r\ntới hạn không phải tuân theo các điều khoản của tiêu chuẩn này ở những nơi mà\r\nliều được đo một cách ngẫu nhiên ở mức lớn nhất có thể được dự báo trước trong\r\nkhông khí sạch/tự do không được vượt quá 0,12 Gy. Để đánh giá điều này số phân\r\nhạt nhân/phân hạch tối đa được giả định không vượt quá 2 x 10¹⁹ phân\r\nhạch đối với các sự kiện bên ngoài\r\nlõi/vùng hoạt động của lò phản ứng.

3.3. Phát hiện

Tại các khu vực, mà tại đó được yêu cầu\r\nphải nằm trong vùng hoạt động của hệ thống báo động tới hạn, phải có các biện\r\npháp để phát hiện liều bức xạ hoặc suất liều vượt quá mức quy định và phát tín\r\nhiệu sơ tán nhân viên.

3.4. Báo động

3.4.1. Các tín hiệu báo động\r\nphải là duy nhất, âm thanh đủ lớn và phải bao phủ một phạm vi đủ rộng để nghe\r\nđược trong tất cả các khu vực phải sơ tán. Tín hiệu báo động phải phát đủ dài để\r\nmọi người đến được điểm tập trung sơ tán.

3.4.2. Ngưỡng phát tín hiệu\r\nbáo động phải được thiết lập đủ lớn để làm giảm khả năng xác suất báo động từ\r\ncác nguồn khác không phải là tới hạn. Ngưỡng này được thiết lập đủ thấp để phát\r\nhiện các sự cố tới hạn tối thiểu cần quan tâm.

3.4.3. Các tín hiệu sơ tán sẽ\r\nđược phát đi ngay sau khi sự cố được phát hiện.

3.4.4. Sau khi kích hoạt, tín\r\nhiệu âm thanh phải được phát đi liên tục cho đến khi hệ thống được thiết lập lại\r\nthậm chí ngay cả khi mức bức xạ đã giảm xuống dưới điểm báo động. Các điểm thiết\r\nlập lại chế độ làm việc của hệ thống báo động phải đặt ở bên ngoài khu vực cần\r\nsơ tán với sự tiếp cận hạn chế và được thiết lập một cách thủ công.

3.4.5. Những khu vực có mức\r\nđộ tiếng ồn nền rất cao có thể yêu cầu bổ sung các tín hiệu báo động bằng thị\r\ngiác.

3.5. Tính tin cậy

3.5.1. Phải nghiên cứu một\r\ncách toàn diện để tránh các báo động sai. Điều này có thể được thực hiện bằng\r\ncách cung cấp các kênh phát hiện độc lập đáng tin cậy hoặc tốt hơn là bằng cách\r\nyêu cầu sự đáp ứng đồng thời của hai hoặc nhiều kênh phát tín hiệu để kích hoạt\r\nhệ thống báo động. Trong các hệ thống có các kênh dư, tín hiệu bị mất của một\r\nkênh độc lập bất kỳ không làm ảnh hưởng đến\r\nhệ thống báo động theo các tiêu chí phát hiện được quy định trong điều 4.2. Phải\r\nđưa ra cảnh báo về các hoạt động sai chức năng mà không làm hệ thống báo động bị\r\nkích hoạt.

3.5.2. Thực hiện các biện\r\npháp thử nghiệm về mức độ đáp ứng và hiệu quả của hệ thống báo động không dẫn tới\r\nhành động sơ tán.

3.5.3. Trong các khu vực mà\r\ntại đó vẫn tiếp tục làm việc trong thời gian mất điện thì phải có nguồn cấp điện\r\nliên tục cho hệ thống phát hiện và báo động tới hạn hoặc hoặc giám sát các hành\r\nđộng đó bằng thiết bị giám sát cầm tay.

3.5.4. Các detector phải\r\nkhông được hỏng chức năng kích hoạt báo động trong môi trường bức xạ có cường độ\r\nlớn vượt quá 10³ Gy/h. Việc tuân thủ các quy định này có thể được chứng\r\nminh bằng việc thử nghiệm các detector mẫu hoặc qua việc thử nghiệm các mẫu sản\r\nphẩm của nhà sản xuất.

4. Tiêu chí về thiết kế\r\nhệ thống

4.1. Độ tin cậy

Thiết kế hệ thống phải đơn giản phù hợp\r\nvới mục tiêu kép về đảm bảo độ tin cậy khi kích hoạt hệ thống báo động và tránh\r\nbáo động sai.

4.2. Tiêu chí phát hiện

Hệ thống báo động tới hạn được thiết kế\r\nđể phát hiện kịp thời các sự cố tới hạn tối thiểu cần quan tâm. Vì lý do này,\r\ntrong các khu vực xử lý không có che chắn bảo vệ điển hình, sự cố tới hạn tối\r\nthiểu cần quan tâm đã được cho là tạo ra một liều hấp thụ nơtron và gamma trong\r\nkhông khí sạch bằng 0,2 Gy ở khoảng cách 2 m từ vật liệu phản ứng trong vòng 60\r\ns1).\r\nSự mất cân bằng tăng rất chậm, ít khi xảy ra, có khả năng không đạt được giá trị\r\nnày. Hơn nữa, sự mất cân bằng trong hệ thống không được làm chậm có thể xảy ra\r\nnhanh hơn nhiều.

4.3. Mức đáp ứng của thiết bị

Trong thiết kế detector bức xạ, có thể\r\nđược giả định rằng thời gian tối thiểu phát ra bức xạ là 1 ms. Hệ thống phải được\r\nthiết kế để đáp ứng với mức phát xạ trong khoảng thời gian này.

4.4. Ngưỡng tín hiệu báo động

Để giảm thiểu các báo động sai, Ngưỡng\r\nphát tín hiệu báo động phải được thiết lập ở mức tín hiệu lớn nhất có thể nhưng\r\nvẫn đáp ứng được các tiêu chí phát hiện quy định trong 4.2. Phải có tín hiệu chỉ\r\nbáo kênh đang phát tín hiệu.

4.5. Vị trí đặt detector

Phải lựa chọn vị\r\ntrí và khoảng cách giữa các detector sao cho tránh được các ảnh hưởng của che chắn do các thiết bị hoặc các\r\nvật liệu lớn. Khoảng cách giữa các detector phải phù hợp với việc lựa chọn ngưỡng\r\nphát tín hiệu báo động và phù hợp với các tiêu chí phát hiện. Bán kính phát hiện\r\ncủa detector được thảo luận trong Phụ lục\r\nB.

4.6. Thử nghiệm

4.6.1. Sự đáp ứng của thiết\r\nbị với bức xạ phải được kiểm tra định kỳ để xác nhận rằng thiết bị vẫn còn hoạt\r\nđộng. Trong một hệ thống có kênh dư, đặc tính làm việc của mỗi kênh phải được\r\ngiám sát. Khoảng thời gian thử nghiệm có thể được xác định bằng thực nghiệm,\r\ntuy nhiên, các thử nghiệm cần được thực hiện ít nhất mỗi tháng một lần. Phải\r\nduy trì công việc lưu lại các thông tin được thử nghiệm.

4.6.2. Theo định kỳ toàn bộ\r\nhệ thống báo động phải được thử nghiệm. Ít nhất ba tháng một lần thiết bị phát\r\ntín hiệu bằng âm thanh phải được thử nghiệm. Quan sát tại hiện trường phải chỉ ra\r\nrằng phát tín hiệu âm thanh nghe được ở trên mức tiếng ồn nền. Tất cả nhân viên\r\ntrong các khu vực bị tác động phải được thông báo trước khi thử nghiệm tín hiệu\r\nbằng âm thanh.

4.6.3. Khi hệ thống thử nghiệm\r\ngặp trục trặc, phải có hành động khắc phục ngay, không được chậm trễ

4.6.4. Quy trình thử nghiệm\r\nphải được trình bày rõ ràng, chính xác để giảm thiểu các báo động sai do thử\r\nnghiệm, và phải đưa hệ thống về trạng thái hoạt động bình thường ngay lập tức\r\nsau thử nghiệm.

4.6.5. Lãnh đạo cơ sở phải được thông báo trước về thời gian mà hệ\r\nthống báo động dừng hoạt động.

Phụ lục A

(Quy định)

Mô tả đặc tính của\r\nsự cố tối thiểu cần quan tâm

Lưu ý cơ bản trong thiết kế hệ thống\r\nbáo động sự cố tới hạn là xác định về mức độ của sự kiện cần được phát hiện. Một\r\n“sự cố tới hạn tối thiểu cần quan tâm” quy định dựa trên cơ sở lịch sử các sự cố, được bổ sung bằng cách\r\nxét đến các cơ chế gây ra sự cố, là một sự cố sẽ tạo ra một liều bằng 0,2 Gy ở\r\nphút đầu tiên tại một khoảng cách bằng 2 m từ các vật liệu phản ứng, với giả định\r\nlà sự che chắn không đáng kể.

Chín sự cố tới hạn hạt nhân đã xảy ra\r\ntrong quá trình xử lý hoặc thao tác với các vật liệu phân hạch được mô tả trong\r\nThư mục tài liệu tham khảo [2]. Việc nghiên cứu các sự cố này theo quy định về\r\nsự cố tối thiểu cần quan tâm. Thừa nhận rằng các cơ chế sẽ giải phóng một năng\r\nlượng rất nhỏ trong một sự kiện, nhưng một sự cố tự dập tắt thì phải giải phóng\r\nnăng lượng đủ lớn để hình thành cơ chế dập tắt. Hơn nữa, trong khi một hệ thống\r\ncó thể giải phóng năng lượng này trong thời gian dài, phải kiểm soát các tình\r\nhuống không được kỳ vọng trong các sự cố của quá trình.

Một sự cố điển hình có thể được tạo ra\r\ndo bổ sung độ phản ứng vào một hệ thống dưới tới hạn để tạo thành hệ thống ở trạng\r\nthái trên tới hạn. Việc làm tăng độ phản ứng có thể thông qua việc bổ sung các\r\nvật liệu phân hạch, gia tăng sự có mặt của chất làm chậm hoặc phản xạ, hoặc bằng\r\ncách thay đổi hình dáng của hệ thống để tạo thành một hệ thống có độ rò rỉ\r\nnơtron thấp hơn.

Hệ thống ở trạng thái trên tới hạn sẽ\r\ngiải phóng năng lượng rất nhanh, tốc độ phản ứng thay đổi theo mức trên tới hạn\r\nmà hệ thống có thể đạt được. Một phần năng lượng giải phóng sẽ gây ra hiện tượng\r\ndãn nở nhiệt, đun sôi hoặc các hiệu ứng khác để làm giảm độ phản ứng. Như vậy\r\ntrạng thái ở trạng thái trên tới hạn sẽ nhanh chóng đạt cân bằng, và như vậy tốc\r\nđộ phản ứng sẽ giảm rất mạnh. Năng lượng được giải phóng trong điểm đột biến\r\nnày (một đặc trưng của hầu hết các sự cố tới hạn) được gọi là “số lượng phân hạch\r\nđột biến”.

Số lượng phân hạch đột biến trong quá\r\ntrình xảy ra chín sự cố được đề cập ở trên được cho trong Hình A.1. Các sự cố xảy\r\nra trong lò phản ứng và trong các cơ sở/\r\nthiết bị tới hạn điều khiển từ xa không\r\nđược tính đến, do các cơ chế bổ sung độ phản ứng là không giống với các cơ chế\r\nhình thành trong các cơ sở/ thiết bị.

Sự chuyển đổi từ sự tăng đột biến số\r\nlượng phân hạch trong Hình A.1 thành liều hoặc suất liều gần khu vực cơ cấu là\r\nkhông trực tiếp. Đánh giá liều tiếp nhận của\r\nbốn trong chín sự cố đó, cùng với đánh giá về khoảng cách của người bị phơi nhiễm\r\nbức xạ từ nơi xảy ra sự cố, được trình\r\nbày trong tài liệu tham khảo [3]. Từ các dữ liệu này cho thấy, với cấp số phân\r\nhạch gần bằng 2, bốn sự cố trong mỗi trường hợp sẽ tạo ra một liều xấp xỉ 10 Gy\r\nở khoảng cách 2 m. Liều được tạo ra trong một thời gian ngắn, thường là một vài\r\ngiây.

Hình A.1 số\r\nlượng phân hạch đột biến

Số phân hạch đột biến nhỏ nhất trong\r\nHình A.1 được sinh ra do xếp chồng thủ công (bằng tay) vật liệu phản xạ xung\r\nquanh một quả cầu chứa 6,2 kg plutoni. Trong một trường hợp, chất phản xạ là\r\ncác bua vonfram và trong trường hợp khác là berili. Số lượng phân hạch tăng đột\r\nbiến trong trường hợp đầu tiên ước tính xấp xỉ bằng 2 x 10¹⁵ phân hạch;\r\ntrong trường hợp thứ hai, nhỏ hơn 10 lần. Trong cả hai trường hợp số phân hạch\r\nđột biến được sinh ra từ nguồn công suất lớn trong thời gian ngắn để tổng số\r\nphân hạch đột biến bằng 10¹⁶ và 3 x 10¹⁵ phân hạch, trong\r\nmỗi trường hợp tương ứng. Tại mỗi cơ cấu duy trì trạng thái tới hạn khoảng 1 s.

Những người có mặt gần cơ cấu nhất tiếp\r\nnhận mức phơi nhiễm bức xạ gây chết người, nhưng có một số điểm không chắc chắn\r\nđối với các giá trị liều phải nhận. Đối với cơ cấu có mặt chất phản xạ là\r\ncacbua vonfram, dữ liệu khá là ít và rất phức tạp do có màn chắn cực tốt. Một\r\nvài nghiên cứu được thực hiện để xác định liều bức xạ từ quả cầu phản xạ\r\nberili. Tổng liều bị tác động đầu tiên đạt 11 Gy ở khoảng cách khoảng 40 cm được\r\ntrình bày trong tài liệu tham khảo [4], dựa trên dữ liệu kích hoạt natri trong\r\nmáu lấy tại thời điểm xảy ra sự cố, với các hiệu chỉnh hiện có về hiệu ứng phổ\r\nnơtron. Một người, cách điểm xảy ra sự cố xấp xỉ 2 nhận một liều khoảng 0,56\r\nGy.

Sự cố từ quả cầu kim loại chứa plutoni\r\nđại diện cho mức giới hạn dưới hợp lý hơn cho các sự cố tự kết thúc bằng cơ chế\r\ntự dập tắt nội tại. Cần lưu ý rằng mỗi một sự cố trong số các sự cố nêu trên được\r\nkết thúc bằng hành động có chủ ý của người\r\nlàm việc tại đó sau khi anh ta phát hiện sự cố xảy ra. Nếu như cấu hình tới hạn\r\ncho cơ cấu không được tách rời trong vòng vài giây, thì năng lượng giải phóng ở\r\nphút đầu tiên có cường độ lớn hơn nhiều.

Nghiên cứu về cách thức hoạt động của\r\ncác các cơ cấu tới hạn thực nghiệm giúp hiểu biết thêm về các đặc tính của sự cố\r\nhạt nhân. Hai trong số các cơ cấu tại cơ sở thực nghiệm tới Los Alamos được\r\nquan tâm đặc biệt.

“Godiva” là cơ cấu trần của urani làm\r\ngiàu được thiết kế để vận hành ở trạng thái tới hạn tức thời trong chế độ xung\r\nnhanh. Hệ số nhiệt độ của độ phản ứng cho cơ cấu này là khoảng -3,6 x 10^-3\r\nđô la/ °C¹⁾, do đó, nhiệt độ tăng đến 300 °C là cần thiết để giảm cơ\r\ncấu từ trạng thái tới hạn tức thời xuống trạng thái tới hạn trễ, đây là do hiệu\r\nứng dập tắt tối thiểu hợp lý. Năng lượng\r\nnày được giải phóng từ 5 x 10¹⁶ phân hạch và nó tạo ra một liều xấp\r\nxỉ 7,5 Gy ở khoảng cách 2 m từ điểm cơ cấu.

“Parka” là một lõi hình trụ bằng than\r\nchỉ có đường kính 0,91 m và chiều dài 1,37 m được nạp đầy uran, có phủ một lớp\r\nphản xạ berili dày 100 mm. Đối với cơ cấu như vậy, tới hạn có thể xảy ra do vô\r\ntình thêm vào một lượng nước nhỏ trong cơ cấu. Nếu điều này xảy ra chậm, hệ thống\r\nnày có thể vượt quá điểm tới hạn trễ với một độ dự trữ nhỏ trước khi nhiệt độ\r\ntăng đến điểm sôi của nước và cân bằng được thiết lập tại mức năng lượng mà ở\r\nđó có thể duy trì một lượng nước không đổi. Nếu điều kiện ổn định bị xem nhẹ,\r\nnhiệt độ gia tăng ban đầu (khoảng 70°C) sẽ tương ứng với khoảng 2 x 10¹⁸\r\nphân hạch và sẽ tạo ra một liều vượt quá 15 Gy ở khoảng cách 2 m từ điểm cơ cấu.

Cơ cấu “Parka” do kích thước, khối lượng\r\nvà khả năng sinh nhiệt có nhiều khả năng xảy ra hơn trong sự cố của quá trình\r\nvà cần quan tâm hơn so với “Godiva”,\r\ncác sự cố liên quan đến hệ thống nhỏ gọn như quả cầu chứa 6,2 kg plutonium ngày\r\nnay được xem là rất khó có thể xảy ra.

Giá trị mật độ năng lượng được tính\r\ntheo một hàm của thời gian đối với việc bổ sung độ phản ứng 1 đô la và 1,20 đô\r\nla với thời gian sống của các nơtron thay đổi từ 10^-8 đến 10^-4\r\ns được đưa ra trong tài liệu tham khảo [2]. Đối với các việc bổ sung độ phản ứng\r\nnhỏ hơn, mật độ năng lượng là vài trăm Jun trên 1 centimet khối trong 60 s đầu\r\ntiên của sự cố. Từ các giá trị này, có thể dự đoán số lượng phân hạch lớn hơn\r\n10¹⁷ phân hạch ở phút đầu tiên của sự cố trong thể tích tới hạn tối\r\nthiểu của dung dịch plutoni (6 l), như là kết quả của việc hệ thống đạt tới trạng\r\nthái tới hạn tức thời.

Section Expérimentale d'Etudes de\r\nCriticité de Valduc, tài liệu tham khảo [5], [10] biết các tác động của lượng\r\ntrên tới hạn của dung dịch urani được làm giàu trong các bình điển hình thường\r\ngặp trong các khu vực xử lý. Dung dịch Urani được làm giàu cao với nồng độ khác\r\nnhau được cho vào trong một bình để tạo ra các kịch bản cấu hình trên tới hạn.\r\nLượng phân hạch nhỏ nhất thu được trong trường hợp sự cố xảy ra chậm tại trong\r\nđó việc bổ sung độ phản ứng nằm ở giữa 30 và 60 cent bên trên điểm tới hạn trễ.\r\nCông suất đỉnh của các sự cố này thay đổi từ 7,8 x 10¹⁴ đến 7,4 x 10¹⁵\r\nphân hạch/ s. Công suất trung bình trong toàn bộ thời gian xảy ra sự cố thay đổi\r\ntừ xấp xỉ 10¹⁴ phân hạch/ s đến xấp xỉ 10¹⁵ phân hạch/ s.\r\nNăng lượng lớn được giải phóng trong các bình lớn hơn, để mật độ công suất chỉ\r\nthay đổi nhỏ hơn đáng kể.

Các nghiên cứu về sự cố tới hạn xảy ra\r\ntrong các hệ thống dung dịch đang được tiếp tục nghiên cứu tại Valduc, tài liệu\r\ntham khảo [5], [10] với các lò phản ứng SILENE, tài liệu tham khảo [6], [11].\r\nTiếp theo việc bổ sung độ phản ứng ở mức vài cent bên trên điểm tới hạn trễ, sự\r\ncố xảy ra rất chậm đã được tạo ra với chu kì một vài phút và tốc độ phân hạch đỉnh\r\ntừ 10¹² đến 10¹³ phân hạch/ s.

Các thí nghiệm tương tự tại Sheba, tài\r\nliệu tham khảo [7] với độ phản ứng từ 7 cent đến 11 cent bên trên điểm tới hạn\r\ntrễ tạo ra tốc độ phân hạch đỉnh gấp vài lần 10¹³ phân hạch/ s.

Kinh nghiệm từ hai sự cố của quá trình\r\ngây tử vong được mô tả trong tài liệu tham khảo [2] (Los Alamos năm 1958 và\r\nWood River 1964) cho thấy liều xấp xỉ 100 Gy ở khoảng cách 0,5 m cách dung dịch\r\nlà xấp xỉ 10¹⁷ phân hạch, tương đương với xấp xỉ 0,06 Gy ở khoảng\r\ncách 2 m từ dung dịch là 10¹⁵ phân hạch.

Sử dụng giá trị 8 x 10¹⁵\r\nphân hạch/min được tạo ra từ sự cố nhỏ nhất trong các sự cố xảy ra chậm CRAC,\r\ngiá trị này tương đương với 0,5 Gy/ min ở khoảng cách 2 m. Do công suất đỉnh của\r\nxung bằng năm lần công suất trung bình, và độ phản ứng vượt quá ngưỡng 33 cent,\r\nvới tiêu chí phát hiện là 0,2 Gy trong 60 s ở khoảng cách 2 m sẽ tạo ra một báo\r\nđộng cho sự cố đối với một lượng dung dịch nhỏ khi mà độ phản ứng vượt quá chỉ\r\nvài chục cent. Điều này là chấp nhận được trong tiêu chuẩn này như là quy định\r\ncho các sự cố tối thiểu cần quan tâm.

Tiêu chí phát hiện này có thể chưa\r\nhoàn thiện để phát hiện sự cố tới hạn trễ xảy ra rất chậm.

Các thí nghiệm SILENE chỉ ra rằng với\r\nsự cố xảy ra rất chậm thì có thể không phát hiện được, tuy nhiên, đó đòi hỏi có\r\nsự kiểm soát đối với các trạng thái rất nhạy cảm và nó không được kỳ vọng sẽ có\r\nở các thiết bị quá trình. Như vậy trường hợp này được xem là một trường hợp đặc\r\nbiệt không nằm trong định nghĩa về các sự cố tối thiểu cần quan tâm.

Phụ lục B

(Quy định)

Tính bán kính vùng phủ của detector so với bán kính phát hiện tại điểm\r\nngưỡng báo động

B.1. Giả định

Một số giả định sẽ cho tính toán một\r\ncách đơn giản bán kính vùng phủ mà một detector sẽ đạt được ở một giá trị ngưỡng\r\nbáo động được cho. Các giả định cơ bản là như sau:

a) Hệ thống phải đáp ứng khi có sự cố\r\nmà sẽ tạo ra một liều bức xạ nơtron cộng với gamma bằng 0,2 Gy ở một khoảng cách\r\nkhông được che chắn cách 2 m trong vòng 60 s (xem 4.2).

b) Detector là một thiết bị đo tốc độ\r\nphát xạ gamma.

c) Sự cố có thể là một trạng thái chuyển\r\ntiếp nhanh trong vật liệu phân hạch dạng kim loại không làm chậm, không phản xạ\r\nhoặc sự cố có thể là trạng thái chuyển tiếp nhanh hoặc phản ứng phân hạch được\r\nduy trì trong chất phân hạch bị làm chậm.

d) Detector phải phát hiện được trạng thái chuyển tiếp nhanh ở mức thấp nhất\r\nlà 1/2500 của suất liều thực tế. (Giả định này dựa trên các phép đo được trình bày trong tài liệu tham khảo [8]). Trạng\r\nthái chuyển tiếp nhanh được giả định là có độ rộng xung bằng 1 ms hoặc hơn.

e) Cường độ bức xạ gamma thay đổi theo\r\ntỉ lệ nghịch với bình phương của khoảng cách từ nguồn. Giả định hệ số suy giảm\r\ntrong không khí bằng 3 khi ở khoảng cách lớn. (Hệ số này phải đánh giá được\r\ntoàn bộ mức độ suy giảm ở tất cả các khoảng cách liên quan.)

f) Giả định với suất liều nơtron bức xạ\r\ngamma bằng 12 đối với trạng thái chuyển tiếp nhanh trong cơ cấu kim loại không\r\nlàm chậm, không phản xạ. (Hai đặc tính tới hạn rất giống nhau có trong kim loại,\r\nđó là khi cơ cấu chứa ²³⁹Pu phản xạ một phần tài liệu tham khảo [2].\r\nTrạng thái chuyển tiếp 3 x 10¹⁵ phân hạch, ở khoảng cách 1,8 m, tạo\r\nra một liều bằng 0,51 Gy, từ các nơtron, và một liều bằng Gy 0,051, từ các tia\r\ngamma tài liệu tham khảo [4]. Suất liều nơtron theo liều gamma bằng 12 được giả\r\nđịnh cho cơ cấu với kim loại ²³⁹Pu trần hoàn toàn. Do đó, liều kết hợp\r\ngiữa nơtron và tia gamma ở khoảng cách 2 m bằng 0,2 Gy sẽ bao gồm 0.185 Gy của\r\nnơtron và 0,015 Gy của tia gamma. (Liều này có thể được tạo ra từ 1,86 x 10¹⁵\r\nphân hạch.)

g) Suất liều bức xạ nơtron theo liều\r\ngamma bằng 0,30 được giả định cho một cơ cấu có mặt chất làm chậm. Một mô hình\r\nthử nghiệm sự cố Y - 12 được vận hành với tốc độ phân hạch được duy trì ổn định\r\nbằng 9,5 x 10¹² phân hạch/ s trong thời gian 42 min. Điều này tạo ra\r\nmột liều neutron bằng 0,47 Gy ở khoảng cách 1,9 m, và liều nơtron theo liều\r\ngamma là 0,30 [9]. Như vậy, theo liều giả định bằng 0,2 Gy tại 2 m có thể được\r\ntạo thành từ liều nơtron bằng 0,047 Gy và liều tia gamma bằng 0,153 Gy. (Liều\r\nnày có thể được tạo ra từ 2,2 x 10¹⁵ phân hạch.)

B.2. Tính bán kính phát hiện

Sử dụng các giả định này, để tính khoảng\r\ncách tối đa mà một detector có thể phát hiện được các điểm tiềm ẩn sự cố (bán\r\nkính phát hiện) có thể được dùng cho mọi điểm ngưỡng báo động. Ví dụ, đối với\r\ntrạng thái chuyển tiếp nhanh trong các cơ cấu kim loại trần, mức đáp ứng của\r\ndetector phát hiện tia gamma, Tr, tại điểm ngưỡng báo động cho trước, với một\r\nkhoảng cách r, được tính:

Trong đó

 suất liều hấp thụ, tính bằng gray\r\ntrên mili giây, ở khoảng cách a

a = 2 m;

r bán kính phát hiện của\r\ndetector;

d_air hệ số suy giảm\r\ntrong không khí (d_air = 3, xem điều B.1);

e mức đáp ứng giả định trong trạng thái chuyển\r\ntiếp nhanh xem B.1).

Nếu một điểm ngưỡng báo động được giả\r\nđịnh là 5 x 10^-4 Gy/ h, như vậy

Do đó

r = 240 m

Giá trị cho các trường hợp phân hạch\r\nkhác được cho trong Bảng B.1

Bảng B.1

Giá trị tính\r\nbằng mét (giá trị tính bằng fit)

Từ những kết quả cho trong bảng, dễ\r\ndàng có thể nhận thấy rằng bán kính\r\nphát hiện là nhỏ nhất đối với\r\nsự cố ở trạng thái ổn\r\nđịnh của cơ cấu có mặt chất làm chậm.

Đối với trường hợp giới hạn chung này,\r\ncần xây dựng đồ thị biểu thị mối quan hệ giữa điểm đặt ngưỡng báo động và bán kính\r\nphát hiện của detector để đáp ứng các\r\ntiêu chí trong tiêu chuẩn này (xem Hình B.1). Các giá trị đó được dựa trên trường\r\nhợp giới hạn của phản ứng ở trạng thái ổn định trong cơ cấu có chất làm chậm.

Khi yêu cầu phát tín hiệu trùng lặp giữa\r\nhai kênh để kích hoạt tín hiệu báo động và hệ thống không bị bất hoạt khi bị mất\r\ntín hiệu của một kênh bất kỳ, thì với ba detector (thiết lập với điểm ngưỡng bằng\r\n5 x 10^-4 h/Gy, sẽ tính được bán kính phát hiện là 150 m cho mỗi điểm\r\ntrong một khu vực xử lý.

Bán kính phát\r\nhiện của detector, m

Hình B.1 -\r\nNgưỡng báo động đối với thiết bị đo tốc độ phát xạ tia gamma so với bán kính\r\nphát hiện của detector.

Phụ lục C

(Quy định)

Lập kế hoạch ứng phó sự cố khẩn cấp

C.1. Khái quát

Lắp đặt hệ thống báo động sự cố tới hạn\r\ntrong một cơ sở chỉ ra các nguy cơ không\r\nnhỏ cho sự cố như vậy. Do đó, phải chuẩn bị kế hoạch phù hợp để xử lý sự cố và\r\nhậu quả của nó. Phụ lục này chỉ ra các đề mục cần xem xét.

C.2. Lộ trình sơ tán

Các kế hoạch trong đó chỉ rõ các tuyến\r\nđường sơ tán phải được chuẩn bị. Phải sơ tán bằng con đường ngắn nhất và trong\r\nthời gian nhanh nhất có thể được. Các tuyến đường này phải được xác định rõ\r\nràng.

C.3. Điểm tập trung

Địa điểm tập trung nhân viên bên ngoài\r\nkhu vực được sơ tán phải được chỉ định.

C.4. Thống kê nhân viên

Phải xây dựng các biện pháp thống kê để\r\ncó thể chắc chắn rằng tất cả các nhân viên đã được sơ tán khỏi khu vực bị sự cố.

C.5. Đào tạo và huấn luyện

Nhân viên phải được đào tạo về phương\r\npháp sơ tán, chỉ dẫn về các tuyến đường và các điểm tập trung. Nhân viên mới phải\r\nđược hướng dẫn kịp thời, hồ sơ đào tạo phải được lưu giữ. Huấn luyện phải được\r\nthực hiện ít nhất một năm một lần để làm quen với các kế hoạch khẩn cấp. Hoạt động\r\nhuấn luyện như vậy phải được thông báo trước.

C.6. Quy trình khẩn cấp

Quy trình khẩn cấp phải được chuẩn bị\r\nvà phê duyệt bởi nhà quản lý. Các tổ chức, trong và ngoài địa điểm, dự kiến\r\ntham gia ứng phó trường hợp khẩn cấp phải được thông báo về tình trạng sự cố có\r\nthể xảy ra, và họ phải được trợ giúp trong việc chuẩn bị quy trình ứng phó với\r\ntrường hợp khẩn cấp một cách phù hợp.

C.7. Chuẩn bị y tế\r\nthuốc men

Phải có sự bố trí, chuẩn bị trước cho\r\nviệc chăm sóc và điều trị người bị thương và người bị phơi nhiễm bức xạ. Phải\r\nxem xét đến việc nhân viên có khả năng bị nhiễm xạ.

C.8. Xác định liều cho nhân viên

Kế hoạch ứng phó sự cố khẩn cấp phải\r\ncó một chương trình xác định liều cho nhân viên và xác định nhanh các cá nhân bị\r\nphơi nhiễm bức xạ.

C.9. Quan trắc bức xạ

Phải có các thiết bị và các quy trình\r\nquan trắc để xác định mức độ nhiễm xạ sau một sự cố tới hạn. Thông tin phải được\r\nkết nối với điểm kiểm soát trung tâm.

THƯ MỤC TÀI\r\nLIỆU THAM KHẢO

[1] CLARK, H.K. Effect of Distribution of Fissile\r\nMaterial on Critical Mass. Nuclear Science and Engineering, 24, 1966: p. 133.

[2] STRATTON, W.R. A Review of Criticality\r\nAccidents. Los Alamos Scientific Laboratory Report LA-3611, 1967.

[3] PAXTON, H.C. Criticality Control in\r\nOperations with Fissile Material. Los Alamos Scientific Laboratory\r\nReport LA-3366 (rev.), 1972.

[4] HANKINS, D.E. and HANSEN, G.E. Revised\r\nDose Estimates for the Criticality Excursion at Los Alamos Scientific\r\nLaboratory, May 21, 1946. Los Alamos Scientific Laboratory Report LA-3861, 1968.

[5] LECORCHE, P. and SEALE,\r\nR.L. A Review of\r\nExperiments Performed to\r\nDetermine the Radiological Consequences of a Criticality Accident. Oak Ridge\r\nY-12 Plant Report Y-CDC-12, 1973.

[6] BARBRY, F. Fuel Solution Criticality\r\nAccident Studies with the SILENE Reactor: Phenomenology, Consequences and\r\nSimulated Intervention. International Seminar on Criticality Studies Programs\r\nand Needs, Dijon, France, Sept. 1983, supplemented by [11].

[7] MALENFANT, R.E. and\r\nFOREHAND JR., H.M. Simulation of Process Plant Accidents, Nuclear Criticality\r\nSafety, Data and Analysis for Nuclear Criticality Safety. Trans. Am. Nuc. Soc.,\r\n43, 1982: pp. 405-406.

[8] CRUME, E.C. Experiments\r\nto Determine Sensitivity of NMC Gamma Monitors to Distant Fission Bursts. Oak\r\nRidge Y-12 Plant Report Y-DO-113, 1974.

[9] HURS^T, G.S.,\r\nRITCHIE, R.H. and EMERSON, L.C. Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge Y-12\r\nPlant, Part III, Determination of Radiation Doses. Health Physics, 2, 1959: pp.\r\n121-133.

[10] BARBRY, F., MANGIN, D. and REVOL, H.\r\nRecapitulation of Experimental Results. CEA Report SEESNC 116, Aug. 1973.

[11] BARBRY, F. Slow-kinetics Power\r\nExcursions Performed on the\r\nSILENE Reactor. Technical Report CEA SRSC 83-33, Dec. 1983.