Sélection de la langue

Recherche


Page Web archivée - Guide d'approbation des colis de transport du type B(U) et des colis transportant des matières fissiles Canada - États-Unis

Cette page Web a été archivée dans le Web

L’information dont il est indiqué qu’elle est archivée est fournie à des fins de référence, de recherche ou de tenue de documents. Elle n’est pas assujettie aux normes Web du gouvernement du Canada et elle n’a pas été modifiée ou mise à jour depuis son archivage. Pour obtenir cette information dans un autre format, veuillez communiquer avec nous.

5.0 ÉVALUATION DU BLINDAGE

Cette section de la demande devrait identifier, décrire, examiner et analyser la principale conception du blindage contre le rayonnement du colis, des composants et des systèmes importants sur le plan de la sûreté. Cette section devrait examiner les exigences réglementaires du 10 CFR 71.47 et 71.51(a)(1) et (2) ou des paragraphes 526, 530, 531 et 532 du TS-R-1 qui sont référencés à la section 16(4) du RETSN , du paragraphe 572 du TS-R-1 qui est référencé à la section 15(5) du RETSN, et des paragraphes 645, 646(b) et 656(b)(ii)(i) du TS-R-1 tels qu’incorporés à la section 1(1) du RETSN par référence au paragraphe 650 du TS-R-1.

5.1 Description du blindage

5.1.1 Caractéristiques de conception

Cette section devrait décrire les caractéristiques de conception du blindage contre le rayonnement du colis. Les caractéristiques de conception importantes pour le blindage comprennent notamment :

  1. les dimensions, tolérances et masses volumiques du matériau pour le blindage contre les neutrons et les rayons gamma, y compris les composants du colis examinés dans l’évaluation du blindage;
  2. la masse volumique, la densité atomique ou la masse surfacique des matériaux employés comme absorbeurs de neutrons;
  3. les méthodes employées pour déterminer l’uniformité des absorbeurs ainsi que les références à l’appui des données;
  4. les composants structuraux qui maintiennent le contenu dans une position fixe à l’intérieur du colis;
  5. les dimensions du véhicule de transport qui sont examinées dans l’évaluation du blindage.

Le texte, les tableaux et les figures décrivant les caractéristiques de conception du blindage devraient être conformes aux dessins techniques et aux modèles utilisés dans l’évaluation du blindage.

5.1.2 Tableau sommaire de l’intensité de rayonnement maximale

Cette section devrait présenter les débits de dose maximums à la fois pour les conditions normales de transport et les conditions d’accident hypothétique aux endroits appropriés pour les expéditions à utilisation non exclusive et à utilisation exclusive, suivant le cas. Les tableaux 5-1 et 5-2 précisent les limites réglementaires et les renseignements à fournir pour les colis transportés dans des véhicules sous utilisation non exclusive et dans des véhicules sous utilisation exclusive. Ces tableaux représentent un format approprié pour la présentation de l’information portant sur le rayonnement externe spécifique à un colis et son contenu à inclure dans ce chapitre de la demande.

Dans le cas des colis contenant du combustible nucléaire irradié (CNI), la spécification du combustible irradié (p. ex. taux de combustion nucléaire, enrichissement et temps de refroidissement) à laquelle l’intensité de rayonnement individuel s’applique devrait être indiquée dans le tableau, étant donné que les contributions gamma et neutronique pourraient être les plus élevées à des spécifications de combustible différentes.

Table 5-1 : Tableau sommaire de l’intensité de rayonnement externe (utilisation non exclusive)

 

Surface du colis mSv/h
(mrem/h)

1 mètre de la surface du colis
mSv/h (mrem/h)

Conditions normales de transport

Dessus

Côté

Fond

Dessus

Côté

Fond

Gamma

           

Neutron

           

Total

           

10 CFR 71.47(a) ou paragraphes 530 et 531 du TS-R-1

2 (200)

2 (200)

2 (200)

0.1 (10)*

0.1 (10)*

0.1 (10)*

Conditions d’accident hypothétique

     

Gamma

     

Neutron

     

Total

     

Limite, 10 CFR 71.51(a)(2) ou 656(b)(ii)(i) du TS-R-1

10 (1000)

10 (1000)

10 (1000)

* L’indice de transport ne doit pas dépasser 10.

Table 5-2 Tableau sommaire de l’intensité de rayonnement externe
(utilisation exclusive)*

 

Surface du colis (ou du conteneur de fret) mSv/h (mrem/h)

2 mètres de la surface extérieure du véhicule mSv/h (mrem/h)

Conditions normales de transport

Dessus

Côté

Fond

Dessus

Côté

Fond

Gamma

           

Neutron

           

Total

           

Limite, 10 CFR 71.47(b) ou paragraphe 572 du TS-R-1

10 (1000)**

10 (1000)**

10 (1000)**

0.1 (10)

0.1 (10)

0.1 (10)

 

Surface du véhicule mSv/h (mrem/h)

Position occupée mSv/h (mrem/h)

Conditions normales de transport

Dessus

Côté

Dessous

 

Gamma

       

Neutron

       

Total

       

Limite, 10 CFR 71.47(b) ou paragraphe 572 du TS-R-1

2 (200)

2 (200)

2 (200)

0.02 (2)

Conditions d’accident hypothétique

1 mètre de la surface du colis

mSv/h (mrem/h)

Gamma

     

Neutron

     

Total

     

Limite, 10 CFR 71.51(a)(2) ou 656(b)(ii)(i) du TS-R-1

10 (1000)

10 (1000)

10 (1000)

5.2 Spécification de la source

Cette section devrait décrire le contenu, ainsi que les termes sources gamma et les termes sources neutron employés dans l’analyse du blindage. Toute augmentation dans les termes sources au fil du temps devrait être examinée. Dans le cas des colis conçus pour des contenus multiples, le contenu produisant le débit de dose externe le plus élevé à chaque endroit devrait être clairement identifié et évalué. Dans le cas des colis conçus pour transporter du combustible irradié, cette section devrait également préciser le type de combustible, son taux de combustion, son temps de refroidissement et son enrichissement initial. Dans le cas des évaluations du blindage des colis contenant du combustible irradié, le terme source neutron augmente considérablement à mesure que l’enrichissement initial diminue et lorsque la combustion est constante. Par conséquent, en identifiant le terme source limitatif, l’enrichissement initial minimal devrait être spécifié. À noter que la section efficace appropriée pour le taux de combustion du combustible irradié correspondant devrait être utilisée.

5.2.1 Source gamma

Cette section devrait préciser la quantité de matières radioactives incluses comme contenus, et présenter sous forme de tableau l’intensité de la source de désintégration gamma (MeV/s et photons/s) en fonction de l’énergie des photons. Une description détaillée de la méthode utilisée pour déterminer l’intensité de la source gamma et sa distribution devrait être fournie.

Pour les contenus de colis autres que le CNI, l’intensité maximale de la source gamma et le spectre devraient être calculés à l’aide d’une méthode appropriée (p. ex. programmes informatiques standard ou calcul à la main). La contribution à la source des produits de filiation radioactifs devrait être incluse si les débits de dose produits sont plus élevés que le contenu sans désintégration. Si les nucléides radioactifs et le spectre gamma sont calculés à l’aide d’un programme informatique, on devrait décrire les paramètres clés dans la demande ou les indiquer dans le fichier d’entrée. La production de rayons gamma secondaires (p. ex. suite à des réactions (n, γ) dans le matériau de blindage) devrait être calculée dans le cadre de l’évaluation du blindage (voir section 5.4) ou autrement incluse dans le terme source.

Les résultats de la détermination du terme source devraient être présentés sous forme de liste des rayons gamma par seconde, ou des MeV par seconde, en fonction de l’énergie. L’activité (ou la masse) de chaque nucléide qui contribue de manière importante au terme source devrait également être fournie à titre de renseignements à l’appui.

Dans le cas où le contenu est du CNI, les termes sources gamma devraient être précisés en fonction de l’énergie à la fois pour le CNI et le matériel devenu radioactif. Si la structure du groupe énergétique dans le calcul du terme source diffère de celle de la section efficace du calcul du blindage, le demandeur peut également y inclure les photons. De façon générale, seuls les rayons gamma ayant une énergie d’environ 0,8 à 2,5 MeV contribueront de manière importante à l’intensité du rayonnement externe, alors le fait de regrouper les rayons gamma qui se situent à l’extérieur de cette plage n’a pas de conséquence importante. On devrait utiliser une unité uniforme de terme source (p. ex. par assemblage, par nombre total d’assemblages ou par tonne métrique) dans le calcul du blindage.

La détermination des termes sources pour le matériel de l’assemblage combustible n’est généralement pas aussi facile à déterminer que pour le CNI. L’activation du matériel d’assemblage dépend des impuretés (p. ex. cobalt 59) initialement présentes et de la variation spatiale et énergétique du flux de neutron pendant la combustion. Si le colis est destiné à transporter d’autres matériaux, comme les assemblages de commande ou des enveloppes, les termes sources de ces composants devraient être inclus.

Selon la conception du colis, les interactions avec les neutrons peuvent résulter de la production de rayons gamma énergétiques près de la surface du colis. Si cette source n’est pas traitée par le programme d’analyse du blindage, d’autres moyens appropriés devraient être utilisés pour la déterminer.

5.2.2 Source de neutrons

Cette section devrait préciser la quantité de matières radioactives incluses dans le contenu et présenter sous forme de tableau l’intensité de la source de neutrons (neutron/s) en fonction de l’énergie. Une description détaillée de la méthode employée pour déterminer l’intensité de la source de neutrons et sa distribution devrait être fournie.

La méthode devrait tenir compte, s’il y a lieu, des neutrons issus de la fission spontanée et des réactions (α,n). Selon les méthodes utilisées pour calculer ces termes sources, le demandeur peut déterminer la structure du groupe énergétique indépendamment. On y parvient souvent en choisissant le nucléide possédant la contribution prédominante à la fission spontanée (p. ex. curium 244) et en utilisant ce spectre pour tous les neutrons, étant donné que la contribution de la réaction (α,n) est généralement faible. Si l’une de ces contributions à la source est supposée être négligeable, une justification appropriée devrait être fournie.

La production de neutrons suite à une multiplication sous critique devrait être soit calculée dans le cadre de l’évaluation du blindage (voir section 5.4) ou incluse de manière prudente et justifiée dans le terme source.

Les résultats du calcul du terme source, s’il y a lieu, devraient être présentés sous forme de liste de neutrons par seconde en fonction de l’énergie. La contribution de la fission spontanée et de la réaction (α,n) devraient être identifiées séparément, avec les actinides ou les noyaux légers importants dans le procédé. Dans le cas de la contribution à la fission spontanée, une liste des nucléides importants devrait également être présentée.

5.3 Modèle de blindage

5.3.1 Configuration de la source et du blindage

Cette section devrait fournir une description détaillée du modèle employé dans l’évaluation du blindage. Les effets des épreuves sur le colis et son contenu dans des conditions normales de transport et des conditions d’accident hypothétique devraient être évalués. Les modèles employés dans le calcul du blindage devraient être conformes à ces effets.

La section devrait comprendre des illustrations (mises à l’échelle) et les dimensions des matériaux de blindage radial et axial. Les dimensions du véhicule de transport et l’emplacement du colis dans le cas des expéditions sous utilisation exclusive devraient être inclus afin de déterminer l’intensité du rayonnement à 2 mètres du véhicule et à l’endroit occupé normalement par le conducteur. L’analyse est basée sur les limites du rayonnement indiquées dans le 10 CFR 71.47(b) ou au paragraphe 572 du TS-R-1 qui est référencé à la section 15(5) du RETSN.

Les emplacements ponctuels de la dose dans le modèle de blindage, y compris tous les emplacements prescrits par le 10 CFR 71.47(a) ou 71.47(b) et le 10 CFR 71.51(a)(2) ou les paragraphes 530 et 531 du TS-R-1 qui sont référencés à la section 16(4) du RETSN ou le paragraphe 572 du TS-R-1 qui est référencé à la section 15(5) du RETSN et l’alinéa 656(b)(ii)(i) du TS-R-1 tel qu’incorporé à la section 1(1) du RETSN par référence au paragraphe 650 du TS-R-1, devraient être identifiés. Ces emplacements devraient être choisis de manière à identifier les emplacements où l’intensité du rayonnement est maximale. Les pics de rayonnement se produisent souvent près des bords du blindage externe contre les neutrons et des limiteurs d’impact dans le cas des colis contenant du CNI. Les vides ou les voies de canalisation ainsi que les géométries irrégulières du modèle devraient être inclus ou traités de manière prudente.

Si le contenu peut être positionné à différents endroits ou si sa densité est répartie de manière inégale, l’emplacement et les propriétés physiques du contenu utilisé dans l’évaluation devraient être ceux qui donnent lieu à l’intensité de rayonnement externe maximal. Par exemple, la configuration de source qui maximise l’intensité du rayonnement sur les côtés du colis n’est peut-être pas la même configuration de source que celle qui maximise l’intensité du rayonnement sur le dessus ou au fond. Tout changement de configuration (p. ex. déplacement de la source ou du blindage, réduction du blindage) résultant des conditions normales de transport ou des conditions d’accident hypothétique devrait être inclus, s’il y a lieu.

Dans le cas des colis contenant du CNI, l’emplacement du terme source à la fois pour le CNI et les régions de support de la structure de l’assemblage de combustible devraient être modélisés adéquatement. De façon générale, au moins trois régions de source (combustible et matériel d’assemblage dessus/fond) sont nécessaires. Dans la région du CNI, les matériaux du combustible peuvent généralement être homogénéisés pour faciliter les calculs du blindage. Dans certains cas, le panier d’élément combustible peut également être homogénéisé. Cependant, l’homogénéisation peut ne pas être appropriée dans certains cas, lorsqu’elle modifie le taux de multiplication des neutrons ou lorsque l’effet de canalisation du rayonnement se produit entre les composants du panier. En outre, la configuration de source présumée devrait limiter les conditions d’endommagement des assemblages de combustible irradié si des combustibles endommagés doivent être transportés dans le colis.

En raison du profil de combustion nucléaire du CNI, une distribution de source uniforme est généralement prudente pour les points de dose du dessus et du fond, mais pas pour le centre axial, à moins que l’intensité de la source soit ajustée en conséquence. Les pics de rayonnement importants devraient être adressés de façon adéquate. Les régions d’appui de la structure de l’assemblage (p. ex. les pièces d’extrémité du dessus et du fond, et la chambre réservoir) devraient avoir leur position corrigée en fonction du CNI. Ces régions d’appui peuvent être homogénéisées individuellement.

5.3.2 Propriétés des matériaux

Cette section devrait décrire les propriétés des matériaux (p. ex. la masse volumique et la densité atomique) dans les modèles du blindage des colis et de leur contenu. Les changements résultant de conditions de transport normales ou de conditions d’accident hypothétique devraient être inclus, suivant le cas. Les sources de données pour des matériaux peu communs devraient être mentionnées. Les matériaux peu communs devraient être contrôlés adéquatement pour atteindre leur masse volumique nominale. Des renseignements spécifiques sur les mesures de contrôle devraient être inclus dans le chapitre 8, Épreuves d’acceptation et programme d’entretien. de la demande.

Les propriétés de blindage des matériaux ne devraient pas se détériorer pendant la durée de vie en service du colis (p. ex. détérioration de la mousse ou déshydratation des matériaux hydrogénés). Des contrôles devraient être en place pour assurer l’efficacité du blindage à long terme, suivant le cas. Les matériaux de blindage sensibles à la température ne devraient pas être assujettis à des températures correspondant à leur limite de conception ou dépassant ces limites pendant les conditions normales ou les conditions d’accident. Le demandeur devrait examiner de manière appropriée le risque que les matériaux de blindage subissent des changements de masse volumique à des températures extrêmes. Par exemple, les températures élevées peuvent réduire la teneur en hydrogène par perte de liaison ou suite à l’infiltration d’eau libre dans les matériaux de blindage contenant de l’hydrogène. En outre, les températures qui pourraient entraîner un changement dans la forme physique du matériel de blindage, telle que la fusion du plomb, ne sont pas acceptables.

Si le modèle de blindage simule une région de source homogène (plutôt qu’un modèle hétérogène détaillé du contenu), une telle démarche devrait être justifiée et l’on devrait démontrer que la masse volumique homogénéisée est correcte pour des conditions de transport normales et des conditions d’accident hypothétique. La densité atomique devrait également être confirmée si elle est utilisée comme donnée d’entrée dans les calculs du blindage.

5.4 Évaluation du blindage

5.4.1 Méthodes

Cette section devrait contenir une description générale de la méthode fondamentale utilisée pour déterminer les débits de dose gamma et les débits de dose de neutron à des points choisis à l’extérieur du colis pour des conditions de transport normales et des conditions d’accident. Elle devrait comprendre une description de la distribution spatiale de la source et de tout programme informatique utilisé, avec la documentation de référence. Cette section devrait également comprendre une description détaillée des paramètres d’entrée fondamentaux, ainsi que les bases ayant servi à choisir le programme, l’atténuation et la section efficace d’élimination, ainsi que les facteurs d’accumulation.

Les programmes informatiques peuvent utiliser la méthode de transport de type Monte Carlo, de transport déterministe, ou la méthode des noyaux ponctuels. Cette dernière est généralement appropriée seulement aux rayons gamma. Dans le cas des programmes informatiques qui ne sont pas bien reconnus dans le domaine public, la demande devrait décrire la méthode de solution, les résultats repères, la procédure de validation et les pratiques d’assurance de la qualité.

Les dimensions de la modélisation et du programme (1d, 2d, ou 3d) devraient être appropriées à la complexité du colis et de son contenu. De façon générale, pour un colis contenant du CNI, des calculs à deux dimensions ou à trois dimensions sont nécessaires. Les programmes à une dimension fournissent peu d’information concernant les emplacements en dehors de l’axe et les voies de canalisation du rayonnement. Même dans le cas des intensités de rayonnement aux extrémités du colis, les programmes à une dimension nécessitent une correction du flambage qui doit être justifié; le fait d’utiliser le diamètre de la cavité du colis peut sous-estimer l’intensité du rayonnement (surestimation de la fuite radiale).

La bibliothèque de sections efficaces utilisée par le programme devrait être applicable aux calculs du blindage. Le programme devrait tenir compte de la multiplication sous-critique et de la production de rayons gamma secondaire, à moins que ces conditions aient été examinées de manière appropriée (p. ex. dans la spécification du terme source).

5.4.2 Données d’entrée et de sortie

Cette section devrait préciser les données d’entrée clés pour les calculs du blindage, et devrait montrer que cette information est entrée correctement dans le programme. Selon le type de programme informatique (à noyaux ponctuels, déterministe, Monte Carlo, etc.), les données d’entrée clés devraient comprendre le terme source, les matériaux, les dimensions du colis, les critères de convergence, la taille des mailles du réseau, les neutrons par génération, le nombre de générations, etc. Au moins un fichier d’entrée et un fichier de sortie représentatifs, ou des sections clés de ces fichiers, devraient être inclus. Cette section devrait montrer que le programme atteint une convergence adéquate.

5.4.3 Conversion du flux au débit de dose

Cette section devrait comprendre un tableau comportant les facteurs de conversion du flux au débit de dose en fonction de l’énergie, et l’on devrait mentionner les références appropriées pour appuyer les données. Les facteurs de conversion du flux à la dose de la norme ANSI/ANS 6.1.1-1977, American National Standard for Neutron and Gamma-Ray Flux to Dose Factors [5], devraient être utilisés pour calculer les débits de dose.

5.4.4 Intensité du rayonnement externe

Cette section devrait décrire les résultats des analyses du rayonnement en détail. Les résultats devraient être conformes aux tableaux sommaires de la section 5.1.2 et respecter les limites précisées dans 10 CFR 71.47(a) ou 10 CFR 71.47(b), suivant le cas et 10 CFR 71.51(a)(2), ou les paragraphes 526, 530, 531 et 532 du TS-R-1 qui sont référencés à la section 16(4) du RETSN, le paragraphe 572 du TS-R-1 qui est référencé à la section 15(5) du RETSN, et des paragraphes 645, 646 et 656(b)(ii)(i) du TS-R-1 tels qu’incorporés à la section 1(1) du RETSN par référence au paragraphe 650 du TS-R-1. L’emplacement du débit de dose maximal pour l’analyse devrait être identifié, et l’on devrait fournir suffisamment de données pour montrer que l’intensité du rayonnement est raisonnable et que ses écarts en fonction de l’emplacement sont conformes à la géométrie et au blindage du colis. Les résultats devraient tenir compte des conditions normales et des conditions d’accident.

L’analyse devrait montrer que les emplacements choisis sont ceux où le débit de dose est maximal. Pour déterminer le débit de dose maximal, on devrait faire une moyenne de l’intensité du rayonnement pour toute l’aire de la section transversale d’une sonde de taille raisonnable (NUREG/CR-5569, Averaging of Radiation Levels Over the Detector Probe Area [15]). Dans le cas des colis où l’on observe des effets de canalisation du rayonnement ou des vides, la moyenne ne devrait pas être utilisée pour réduire l’intensité du rayonnement résultant de ces caractéristiques.

L’intensité du rayonnement externe devrait être raisonnable et ses écarts en fonction de l’emplacement devraient être conformes à la géométrie et au blindage du colis. Aux fins du 10 CFR 71.47(b) ou du paragraphe 572 du TS-R-1, la surface externe est considérée comme la partie du colis qui est illustrée dans les dessins, et que l’on a démontré qui demeurera en place dans des conditions normales de transport. Les barrières antipersonnel et les dispositifs semblables qui sont fixés au moyen de transport, plutôt qu’au colis, peuvent permettre, cependant, de qualifier le véhicule comme étant un véhicule fermé.

L’évaluation devrait tenir compte des dommages causés au blindage dans des conditions normales de transport et dans des conditions d’accident hypothétique. On devrait vérifier que tout dommage causé dans des conditions normales de transport ne donne pas lieu à une augmentation importante des débits de dose externe, tel que précisé dans le 71.43(f) et 71.51(a)(1) ou au paragraphe 646(b) du TS-R-1. Toute augmentation devrait être expliquée et justifiée comme étant négligeable.

5.5 Annexe

L’annexe devrait comprendre une liste des références, les pages applicables des documents mentionnés en référence, la justification des hypothèses ou des procédures d’analyse, les résultats des essais, les photographies, les descriptions des programmes informatiques, les fichiers d’entrée et de sortie et d’autres renseignements additionnels.

Détails de la page

Date de modification :