Tiêu chuẩn quốc gia TCVN 9103:2011 về Năng lượng hạt nhân - Tính năng và yêu cầu

• Số hiệu: TCVN9103:2011
• Loại văn bản: Tiêu chuẩn Việt Nam
• Nơi ban hành: ***
• Người ký: ***
• Ngày ban hành: Năm 2011

Loại sự cố	Bán kính phát hiện ngưỡng báo động với mức phát hiện là 5 x 10^-^4 Gy/h
Trạng thái chuyển tiếp - cơ cấu phân hạch kim loại không phản xạ, không làm chậm	240 (790)
Trạng thái chuyển tiếp - cơ cấu được làm chậm	766 (2530)
Trạng thái ổn định - cơ cấu được làm chậm	156 (520)

Từ những kết quả cho trong bảng, dễ dàng có thể nhận thấy rằng bán kính phát hiện là nhỏ nhất đối với sự cố ở trạng thái ổn định của cơ cấu có mặt chất làm chậm.

Đối với trường hợp giới hạn chung này, cần xây dựng đồ thị biểu thị mối quan hệ giữa điểm đặt ngưỡng báo động và bán kính phát hiện của detector để đáp ứng các tiêu chí trong tiêu chuẩn này (xem Hình B.1). Các giá trị đó được dựa trên trường hợp 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 hai kênh để kích hoạt tín hiệu báo động và hệ thống không bị bất hoạt khi bị mất tín hiệu của một kênh bất kỳ, thì với ba detector (thiết lập với điểm ngưỡng bằng 5 x 10^-4 h/Gy, sẽ tính được bán kính phát hiện là 150 m cho mỗi điểm trong một khu vực xử lý.

Bán kính phát hiện của detector, m

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

Phụ lục C

(Quy định)

...

...

...

C.1. Khái quát

Lắp đặt hệ thống báo động sự cố tới hạn trong một cơ sở chỉ ra các nguy cơ không nhỏ cho sự cố như vậy. Do đó, phải chuẩn bị kế hoạch phù hợp để xử lý sự cố và hậu 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 đường sơ tán phải được chuẩn bị. Phải sơ tán bằng con đường ngắn nhất và trong thời gian nhanh nhất có thể được. Các tuyến đường này phải được xác định rõ ràng.

C.3. Điểm tập trung

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

C.4. Thống kê nhân viên

Phải xây dựng các biện pháp thống kê để có 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

...

...

...

C.6. Quy trình khẩn cấp

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

C.7. Chuẩn bị y tế thuốc men

Phải có sự bố trí, chuẩn bị trước cho việc chăm sóc và điều trị người bị thương và người bị phơi nhiễm bức xạ. Phải xem 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 có một chương trình xác định liều cho nhân viên và xác định nhanh các cá nhân bị phơi nhiễm bức xạ.

C.9. Quan trắc bức xạ

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

...

...

...

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

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

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

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

[5] LECORCHE, P. and SEALE, R.L. A Review of Experiments Performed to Determine the Radiological Consequences of a Criticality Accident. Oak Ridge Y-12 Plant Report Y-CDC-12, 1973.

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

[7] MALENFANT, R.E. and FOREHAND JR., H.M. Simulation of Process Plant Accidents, Nuclear Criticality Safety, Data and Analysis for Nuclear Criticality Safety. Trans. Am. Nuc. Soc., 43, 1982: pp. 405-406.

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

[9] HURS^T, G.S., RITCHIE, R.H. and EMERSON, L.C. Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge Y-12 Plant, Part III, Determination of Radiation Doses. Health Physics, 2, 1959: pp. 121-133.

...

...

...

[11] BARBRY, F. Slow-kinetics Power Excursions Performed on the SILENE Reactor. Technical Report CEA SRSC 83-33, Dec. 1983.

1) Nghiên cứu các sự cố trong quá khứ, bổ sung trong Phụ lục A, cho thấy rằng nếu một sự cố tới hạn sẽ xảy ra, cường độ bức xạ được dự kiến có thể sẽ vượt quá giá trị này