TIÊU\r\nCHUẨN QUỐC GIA

TCVN\r\n9107:2011

ISO\r\n27467:2009

NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN - AN TOÀN TỚI HẠN HẠT NHÂN - PHÂN\r\nTÍCH SỰ CỐ TỚI HẠN GIẢ ĐỊNH

Nuclear\r\nenergy – Nuclear\r\ncriticality safety – Analysis of a\r\npostulated criticality accident

Lời nói đầu

TCVN 9107:2011 hoàn toàn\r\ntương đương với ISO 27467:2009;

TCVN 9107:2011 do Ban kỹ\r\nthuật Tiêu chuẩn quốc gia TCVN/TC 85 Năng lượng hạt nhân biên soạn, Tổng\r\ncục Tiêu chuẩn Đo lường Chất lượng đề nghị, Bộ Khoa học và Công nghệ công bố.

Lời giới thiệu

Trong cơ sở hạt nhân xử lý hoặc lưu giữ\r\nvật liệu phân hạch, các quy định được thực hiện để ngăn chặn các\r\nnguy cơ tới hạn. Mục đích của việc phân tích an toàn tới hạn là để đảm bảo rằng các biện\r\npháp được thực hiện một cách phù hợp để ngăn ngừa sự cố tới hạn. Các yếu tố gây\r\nrủi ro liên\r\nquan đến sự cố tới hạn là do bức xạ trực tiếp trong các sự kiện phân hạch, sự\r\ncó mặt của các sản phẩm phân hạch,\r\ncũng như từ bụi và khí phóng xạ theo đường không khí.

Kinh nghiệm về các sự cố tới hạn trên\r\ntoàn thế giới cho thấy rằng đây là những sự kiện rất hiếm xảy ra, tuy nhiên\r\nkhông thể loại bỏ được hoàn toàn các rủi ro có khả năng xảy ra sự cố trong\r\ntương lai. Khó có thể dự đoán trước được tất cả các kịch bản với những điều kiện\r\ncó thể dẫn đến sự cố tới hạn, và thậm chí để tránh cho các sự cố đó có thể xảy ra còn\r\nkhó hơn, đặc biệt với những giải pháp xử lý tại nơi đã xảy ra các trước đây.\r\nVì lý do này,\r\nviệc phân tích dựa trên các kịch bản sự cố giả định, cho một cơ sở nào đó mà nguy cơ tiềm\r\nẩn tới hạn có thể tồn tại, có thể là phương tiện để hiểu các hậu quả đã được dự\r\nbáo có thể xảy ra và đưa ra các quy định, hành động bảo vệ phù hợp.

NĂNG LƯỢNG HẠT\r\nNHÂN -\r\nAN\r\nTOÀN TỚI HẠN HẠT NHÂN - PHÂN TÍCH SỰ CỐ TỚI HẠN GIẢ ĐỊNH

Nuclear\r\nenergy – Nuclear\r\ncriticality safety – Analysis of a\r\npostulated criticality accident

1. Phạm vi áp dụng

Tiêu chuẩn này quy định các lĩnh vực\r\nquan trọng phải nghiên cứu khi phân tích sự cố tới hạn tiềm ẩn.

CHÚ THÍCH 1: Điều quan trọng\r\nlà phân tích sự cố tới hạn phải được thực hiện mỗi lần cho một sự cố tới hạn được\r\nxem là có nhiều khả năng xảy ra, hoặc là do bất ngờ xảy ra tới hạn (gấp đôi liều lượng,\r\nvi phạm quy trình, v.v...), hoặc do không thực hiện các quy định an toàn (hiệu\r\nquả của chất hấp thụ\r\nnơtron giảm do cháy, v.v...)

CHÚ THÍCH 2: Điều quan trọng\r\nlà các chuyên gia an toàn tới hạn phải ghi nhớ rằng quá trình đánh giá được xây dựng trong\r\ntiêu chuẩn này không dùng để đánh giá các sự kiện không lường trước, vì bất kỳ sự cố\r\ntới hạn nào xảy ra có thể xuất hiện từ một kịch bản không được dự đoán trước hoặc\r\nkhông tuân thủ các quy định hiện hành.

Tiêu chuẩn này không đề cập chi tiết\r\ncác biện pháp hành chính, mà trách nhiệm thuộc về cơ quan có thẩm quyền, cũng\r\nkhông đề cập đến các tiêu chí được sử dụng để biện minh cho việc phân tích sự cố\r\ntới hạn của một cơ sở hạt nhân.

Tiêu chuẩn này không áp dụng\r\ncho các nhà máy điện hạt nhân.

2. Tài liệu viện dẫn

Các tiêu chuẩn viện dẫn sau là rất cần\r\nthiết cho việc áp dụng tiêu chuẩn. Đối với các tiêu chuẩn viện dẫn ghi năm ban\r\nhành thì áp dụng bản được nêu. Đối với các tiêu chuẩn viện dẫn không ghi năm\r\nban hành thì áp dụng bản mới nhất, bao gồm cả sửa đổi bổ sung (nếu\r\ncó).

TCVN 9103:2011 (ISO 7753:1987), Năng\r\nlượng hạt nhân - Các tính năng và yêu cầu thử nghiệm đối với hệ thống phát hiện\r\nvà báo động tới hạn

3. Thuật ngữ và định\r\nnghĩa

Tiêu chuẩn này sử dụng các thuật ngữ\r\nvà định nghĩa sau.

3.1. Kịch bản sự cố (accident\r\nscenario)

Tập hợp các điều kiện giả định đáng\r\ntin cậy, theo đó một cơ sở/quy trình có\r\nvật liệu phân hạch tạo ra một hoặc nhiều điều kiện lỗi mà như vậy có thể vượt\r\nquá trạng thái tới hạn và gây ra một sự cố tới hạn

3.2. Hậu quả bức xạ\r\n(radiological consequences)

Liều bức xạ của cá nhân và tập thể là\r\nkết quả của ảnh hưởng kết hợp mức\r\nphơi nhiễm bức\r\nxạ\r\nbên ngoài do bức xạ trực tiếp và mức phơi nhiễm bức xạ bên trong do hít thở hoặc ăn uống\r\nphải hạt nhân phóng xạ bay hơi trong môi trường hoặc chất phân hạch không bay\r\nhơi và vật liệu phân hạch lơ lửng như bụi trong các cơ sở hạt nhân

4. Mục tiêu phân tích\r\nsự cố tới hạn

4.1. Phân tích sự cố tới hạn gồm có các xem xét dưới\r\nđây (xem Hình 1):

a) xác định (các) kịch bản sự cố đáng tin\r\ncậy;

b) ước tính quá trình giải\r\nphóng năng lượng và lịch sử công suất;

c) các phương tiện phù hợp để phát hiện sự\r\ncố và xác định điểm đặt thích hợp cho các detector;

d) ước tính mức độ phơi nhiễm\r\nbức xạ cá nhân tiềm ẩn và các tác động bức xạ của việc phát tán nhân phóng xạ\r\nra cộng đồng và môi trường;

e) chuẩn bị các các quy định một cách phù\r\nhợp để sẵn sàng áp dụng khi khẩn cấp và ứng phó với một sự cố tới hạn.

4.2. Các yêu cầu này có thể đáp ứng được một phần hoặc toàn bộ\r\nthông qua các xem xét dưới đây

a) động lực học của sự cố tới hạn, có nghĩa là hiểu\r\nđược cơ chế quyết định đến quá trình xảy ra sự cố để ước tính mức giải phóng\r\nnăng lượng;

b) khả năng phát hiện sự cố, gồm cả việc kịp\r\nthời kích hoạt hệ thống báo động tới hạn để sơ tán ngay lập tức\r\ncác cá nhân, như là một cách nhằm hạn chế nguy cơ phơi nhiễm bức xạ;

c) phân tích “các sản phẩm được giải\r\nphóng theo đường không khí” bằng cách\r\nđo các khí và son khí phân hạch có\r\nkhả năng được giải phóng, bụi hạt nhân lơ lửng và đánh giá tác động của chúng đối với\r\ncon người và môi trường;

d) đo liều kế sự cố, tức là xác định liều nơtron\r\nvà bức xạ gamma được tạo ra từ sự cố cho mục đích phân tích rủi\r\nro về bức xạ;

e) xem xét toàn bộ các rủi ro gây hại từ\r\ncác biện pháp được đánh giá trong kế hoạch ứng phó sự cố khẩn cấp.

CHÚ THÍCH: Nội dung\r\nthông tin trong c) và d) được sử dụng để đánh giá hậu quả bức xạ.

5. Các phần của một\r\nphân tích sự cố tới hạn

5.1. Chủ đề phân tích sự cố\r\ntới hạn

Các phân tích sự cố tới hạn phải đề cập\r\nđến các chủ đề sau:

a) định nghĩa các kịch bản sự cố cho\r\nphép phân tích động học của sự cố (tổng năng lượng giải phóng, khoảng thời\r\ngian, các đặc tính đầu tiên\r\nlàm tăng năng lượng\r\nđột biến, v.v...);

b) nghiên cứu các điểm thích hợp để đặt\r\ndetector trên cơ sở phân tích các hiện tượng sự cố, đặc biệt là các đặc tính đầu tiên\r\nlàm tăng năng lượng đột biến;

c) đánh giá nguy cơ phơi nhiễm bức xạ cá\r\nnhân trong vùng lân cận của sự cố tới hạn và đánh giá tác động môi trường của\r\ncác chất được sinh ra theo đường không khí cũng được dựa vào đặc tính của sự cố\r\n(môi trường phân hạch, cấu hình, năng lượng, v.v...);

d) sẵn sàng cho trường hợp khẩn cấp và hỗ\r\ntrợ ứng phó cần thiết.

CHÚ THÍCH: Phụ lục A minh họa các thành phần của một của\r\nmột phân tích sự cố tới hạn giả định, theo các bước/ các giai đoạn khác nhau của\r\nmột nghiên cứu.

5.2. Định nghĩa sự cố giả\r\nđịnh và tính toán về nơtron liên quan

5.2.1. Các chuyên gia an\r\ntoàn tới hạn phải định nghĩa được kịch bản sự cố phù hợp theo

a) loại vật liệu phân hạch, các loại quy\r\ntrình (nhiệt độ cao, tức là tăng nguy cơ hỏa hoạn, chất lỏng, ẩm ướt, hỗn hợp,\r\nv.v...) và các cấu hình của thiết bị bị ảnh hưởng (có nghĩa là về mặt\r\nhình học, tương tác với các vật liệu hoặc chất làm chậm liền kề, v.v...),

b) Các sự kiện dẫn đến siêu tới hạn, bao\r\ngồm việc định nghĩa sự cố và trình tự xảy ra sự cố (đưa vào thừa các vật liệu\r\nphân hạch hoặc chất làm chậm, mất chất làm chậm, chạy sai quy trình, v.v...).

5.2.2. Căn cứ vào (các) kịch\r\nbản được định nghĩa trong 5.2.1, các thông số tới hạn sau đây phải được tính toán:

a) tổng độ phản ứng bổ sung vào và động lực\r\nhọc của quá trình bổ sung, để ước tính năng lượng phân hạch (đặc biệt là quá trình đầu\r\ntiên làm năng lượng đột biến);

b) các thông số nơtron của hệ thống

CHÚ THÍCH: các thông số\r\nliên quan trong mục b) có thể cần cho phân tích là thời gian sống của nơtron,\r\nthời điểm tạo ra trạng thái tới hạn, mức độ quan trọng của các nơtron trễ (nghĩa là phần\r\nnơtron trễ hiệu dụng), sự thay đổi các thông số của vật liệu phân hạch, phân hạch\r\ntheo hệ số nhân vô hạn, độ dài dịch chuyển, v.v...

5.3. Tính toán vật\r\nlý đối với sự cố

5.3.1. Đánh giá vật lý của sự\r\ncố tới hạn

Với kịch bản sự cố giả định như xác định\r\ntại 5.2, các chuyên gia an toàn tới hạn phải đánh giá vật lý của sự\r\ncố bằng cách sử dụng một hoặc cả hai cách sau đây:

a) chương trình máy tính,

b) mô hình đơn giản hóa.

CẢNH BÁO - Ảnh hưởng dài hạn của một sự\r\ncố phần lớn là do sự trao đổi nhiệt trong vùng lân cận của hệ thống siêu tới hạn\r\n(làm mát, thông gió). Phải nghiên cứu các ảnh hưởng dài hạn của sự cố có thể có\r\nkhi phân tích một sự cố tới hạn.

5.3.2. Sử dụng chương\r\ntrình máy tính

5.3.2.1. Phải sử dụng chương\r\ntrình máy tính để\r\ntính sự cố tới hạn, chương trình này dùng để xác định sự thay đổi công suất và\r\nnăng lượng trong quá trình chuyển trạng thái và cho biết xu hướng của các thông\r\nsố khác (nhiệt độ, khí phóng xạ và\r\nbọt hơi nước, áp suất, v.v...) như một hàm của thời gian.

Cảnh báo – Độ không đảm bảo được xác định\r\nthông qua việc xác nhận hoặc việc chứng minh về sự không phù hợp của mô hình đại diện cho kịch\r\nbản sự cố có thể tồn tại. Vì vậy, phải thận trọng khi sử dụng chương trình máy\r\ntính.

5.3.2.2. Tính toán phải\r\nđược ước tính một cách chính xác

a) “vỏ bọc” sự cố, có nghĩa là tổng số phân hạch mà\r\ncó thể dừng sự cố thông qua việc phục hồi hệ thống về trạng thái dưới tới hạn\r\nvĩnh viễn nếu không có biện pháp ứng phó phù hợp (ví dụ như ngộ độc nơtron, thiết\r\nbị người máy) đã được sử dụng để dập tắt nó,

b) dựa vào đặc tính làm tăng năng lượng đột\r\nbiến đầu tiên, là thông số cho phép tối ưu vị trí đặt detector của hệ\r\nthống cảnh báo sự cố tới hạn.

5.3.3. Sử dụng các mô hình\r\nđơn giản hóa

5.3.3.1. Đối với tính chất vật\r\nlý của sự cố, việc cung cấp các dữ liệu về “cấp-của-cường độ” phải\r\nđược tính đến thông\r\nqua các phương án tùy chọn một cách đơn giản.

5.3.3.2. Các mô hình này kế thừa\r\nviệc sử dụng của

a) các mô hình đơn giản hóa được đúc kết\r\ntừ các dữ liệu thực nghiệm,

b) kết quả thực nghiệm hoặc các sự cố trước\r\nđây đã được tài liệu hóa một cách đầy đủ.

5.4. Tính bức xạ\r\nnơtron và bức xạ gamma - đo liều sự cố tới hạn

5.4.1. Đánh giá phép đo liều\r\nsự cố tới hạn

Liều bức xạ, phạm vi và sự phân bố của\r\ncác trường bức xạ gamma và nơtron phải được đánh giá dựa trên kết quả của phép\r\ntính vật lý của sự cố được mô tả trong 5.3. Các chuyên gia an toàn tới hạn phải đánh giá phép\r\nđo liều sự cố tới hạn bằng cách sử dụng

a) chương trình máy tính,

b) mô hình đơn giản hóa.

5.4.2. Đánh giá bằng chương\r\ntrình máy tính

5.4.2.1. Tính toán bức xạ\r\nvà các liều liên quan cần

a) tối ưu hóa việc đánh giá phơi nhiễm bức\r\nxạ của các cá nhân và tập thể từ một sự cố giả định và xác định các khu sơ tán,\r\ncùng với các chủ thể khác liên quan đến báo động tới hạn và ứng phó khẩn cấp,

b) tối ưu hóa việc xác định điểm đặt các\r\ndetector phát hiện tới hạn và chứng minh rằng các cảnh báo tới hạn phải đáp ứng được\r\n(các) sự cố tới hạn giả định.

5.4.2.2. Sau đó phải sử dụng\r\nchương trình máy tính để\r\nđánh giá lượng bức xạ được sinh ra từ các nguồn sự cố, cùng với sự lan truyền của\r\nnó trong khu vực sự cố.

Cảnh báo - Độ không đảm bảo được xác định\r\nthông qua việc xác nhận hoặc việc chứng minh về sự không phù hợp của mô hình đại\r\ndiện cho kịch bản sự cố có thể tồn tại. Vì vậy, phải thận trọng\r\nkhi sử dụng chương trình máy tính.

5.4.3. Đánh giá bằng cách sử\r\ndụng kết quả thực nghiệm

Dữ liệu về liều thực nghiệm thu được từ\r\ncác cơ cấu tới hạn khác nhau phải được biên soạn dưới hình thức đồ thị toán học\r\nđể hiển thị sự thay đổi của các liều ghi được tại các khoảng cách ngắn khác\r\nnhau từ mỗi nguồn bức xạ.

5.5. Chứng minh việc vận\r\nhành kịp thời của hệ thống báo động

5.5.1. Toàn bộ các vị trí lắp đặt\r\ndetector tới hạn phải được\r\nchứng minh dựa\r\ntrên các kết quả đo suất liều và phân bố liều thu được từ việc tính toán hoặc mô hình\r\nhóa như khuyến nghị trong 5.4.

5.5.2. Các điểm đặt phải phù\r\nhợp với các quy định trong TCVN 9103 (ISO 7753).

5.5.3. Phải chứng minh được rằng\r\nkhả năng phát hiện trạng thái tới hạn nếu suất liều hoặc liều tích hợp vượt\r\nquá các tiêu chí được thiết lập cho ngưỡng tới hạn để báo động.

CHÚ THÍCH: Các tiêu chuẩn\r\nvề ngưỡng được thiết lập theo tiêu chuẩn địa phương hoặc quốc gia cho các giá trị về ngưỡng\r\nliều bức xạ sự cố.

5.6. Đánh giá các chất\r\nsinh ra theo đường không khí và tác động của chúng

Tác động của khí sinh ra theo đường\r\nkhông khí hoặc bụi hạt nhân lơ lửng phải được đánh giá dựa trên cơ sở đặc tính\r\ncủa sự cố (số phân hạch, động học, xem 5.3) và tốc độ giải phóng của nhân phóng xạ cụ thể trong môi\r\ntrường phân hạch.

5.7. Các hành động được\r\nyêu cầu sau khi xảy ra sự cố

5.7.1. Các hành động được khởi\r\nphát theo kế hoạch ứng phó khẩn cấp và riêng biệt\r\ncho một sự cố tới hạn phải được quản lý để đảm bảo rằng chúng đang được tuân thủ\r\nnghiêm ngặt. Kế hoạch cần đảm bảo rằng công tác ứng phó giảm thiểu được các liều\r\ntiềm ẩn và có tính đến mọi nguy cơ phi phóng xạ có có thể xuất hiện trong quá\r\ntrình ứng phó.

5.7.2. Các hành động này như sau:

a) kiểm soát mọi người tại các điểm tập trung và\r\nnhanh chóng phân nhóm họ theo nguy cơ phơi nhiễm bức xạ;

b) sử dụng dữ liệu liều vật lý và sinh học\r\nđể đánh giá mức độ phơi nhiễm bức xạ và lựa chọn phương pháp điều trị y tế\r\nthích hợp;

c) dự đoán xu thế phát triển của sự cố và\r\ncác biện pháp cần thiết để dừng hệ thống khi cần thiết;

d) đảm bảo việc bảo vệ cộng đồng và môi\r\ntrường;

e) liên lạc với các cơ quan có thẩm quyền.

Hình 1 - Phạm\r\nvi phân tích sự cố tới hạn

Phụ lục A

(Tham khảo)

Lưu đồ của một phân tích sự cố tới hạn

Hình A.1 -\r\nLưu đồ của một phân tích sự cố tới hạn

THƯ MỤC TÀI\r\nLIỆU THAM KHẢO

[1] TCVN 9102: 2011 (ISO 1907:1995) Năng\r\nlượng hạt nhân - Vật liệu phân hạch - Nguyên tắc an toàn tới hạn trong lưu trữ,\r\nthao tác và xử lý

[2] BARBRY, F., FOUILLAUD, P.,\r\nand REVERDY, L., Methodology\r\nRecommended by the CEA for Criticality Accident Studies, Transactions of the\r\nAmerican Nuclear Society, Vol. 89, pp 113- 114,2003

[3] BARBRY, F., Recommendations for the safety assessment\r\nof a postulated criticality accident – CEA proposal for an international (ISO)\r\nStandard, CEA/DAM, Technical report DAM/SRNC 04-05, 2004

[4] ISO 921:1997, Nuclear energy - Vocabulary