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Amélioration du système de sûreté du réacteur national de recherche universel d'énergie atomique du canada limitée et processus d'autorisation et de surveillance de la commission canadienne de sûreté nucléaire

III. Mise en œuvre des « mises à niveau » du réacteur NRU

III.A. Plans préliminaires

Le 7 décembre 1992, EACL a fait part à la Commission de contrôle de l'énergie atomique (CCEA) [11] de son intention d'améliorer la sûreté du réacteur NRU en y apportant les modifications nécessaires pour atteindre les objectifs relatifs à la dose hors site et à l'évaluation de la sûreté. Les sept améliorations au système de sûreté incluaient un système d'arrêt secondaire indépendant, un centre d'intervention en cas d'urgence qualifié, un nouveau système de refroidissement d'urgence du cœur, un système de secours d'alimentation en eau qualifié, une protection des pompes principales contre les inondations, une barrière de confinement des liquides/confinement ventilé et un nouveau système d'alimentation électrique d'urgence.

Les attentes en matière d'amélioration de la sûreté associées aux mises à niveau du NRU sont décrites dans le document intitulé Concept Safety Assessment [12], publié en janvier 1993. On y explique que « le SAEU assurera l'alimentation électrique du nouveau système de refroidissement d'urgence du cœur (NSRUC) (voir la section 7.3) et des autres systèmes de mise à niveau, et il améliorera la fiabilité de l'alimentation électrique des pompes d'eau lourde P-104 et P-105. » « En cas de la défaillance de l'alimentation électrique de catégorie 1 du NRU, l'alimentation de 130 volts (CC) sera utilisée pour alimenter les pompes P-104 et P-105. ». Les données sur la diminution de la fréquence des dommages causés au cœur grâce au SAEU sont présentées sous forme de tableaux. Quatre types de défaillances sont comparés sous la rubrique « Improvement in Core Damage Frequency when Proposed Emergency Power Supply Installed », c'est-à-dire une fois que le système d'alimentation électrique d'urgence proposé aura été installé : (1) La perte d'alimentation électrique de catégorie 3 pendant plus de 2 heures avec perte partielle d'alimentation de catégorie 4 était de 3 x 10-3 et sera de 5 x 10-5; (2) La perte d'alimentation électrique de catégorie 3 pendant plus de 2 heures causée par une perte d'alimentation électrique de catégorie 4 avec défaillance de l'alimentation diesel, qui était de 3 x 10-3, sera de 5 x 10-5; (3) La perte d'alimentation électrique de catégorie 3 pendant plus de 2 heures avec disponibilité de l'alimentation de catégorie 4, qui était de 2 x 10-3, sera de 3 x 10-5; (4) La perte d'alimentation électrique de catégorie 4 accompagnée de la non-disponibilité des batteries de catégorie 1, qui était de 1 x 10-2, sera de 2 x 10-5. La fréquence révisée du temps selon lequel le cœur résistera pendant au moins 30 minutes sans refroidissement forcé était de 4 x 10-4, et sera de 8 x 10-7. Les objectifs de sûreté n'ont pas été officiellement intégrés au permis d'exploitation du NRU, que ce soit directement ou indirectement, par l'entremise de l'autorisation d'installation ou du RFAS (rapport final d'analyse de la sûreté). Les mises à niveau proposées pour la sûreté devraient être terminées en 1995-1996, selon l'échéancier prévu, sous réserve de l'approbation du conseil d'administration d'EACL.

Dans un document à l'intention des commissaires (BMD) de 1994 [13], le personnel de la CCEA informait la Commission des plans d'EACL consistant « à mettre à niveau le réacteur NRU en y apportant un ensemble de sept améliorations jugées importantes pour exploiter le réacteur de façon sécuritaire, et ce, au moins jusqu'à la fin du siècle ». Le document indique que les améliorations seraient apportées au SAEU avant 1997. Le personnel de la CCEA a convenu « que ces améliorations étaient souhaitables » et a proposé « de les autoriser au cas par cas ». « Il a été prévu que les améliorations soient autorisées par des modifications au permis ». Dans le BMD, le personnel de la CCEA indique qu'il n'est pas encore en mesure d'évaluer si l'ensemble des modifications proposées permettra au réacteur de fonctionner en toute sécurité pendant le reste de sa durée de vie prévue.

En 1997, la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires a remplacé la CCEA par la CCSN à titre d'organisme de réglementation indépendant chargé de réglementer les installations nucléaires du Canada.

Au milieu des années 1990, il y a eu de multiples échanges entre la CCSN et EACL au sujet des détails et des calendriers des améliorations de sûreté. Dans un plan d'autorisation publié [14] en 1995, EACL décrit l'ensemble de sept améliorations proposées, y compris le SAEU, « qui fournit une source d'alimentation de catégorie 1 parasismique aux pompes principales d'eaux lourdes 4 et 5 en cas d'accident de perte de réfrigérant primaire ».

L'équipe Talisman considère qu'il est clair que ces plans préliminaires incluaient le raccordement d'un SAEU résistant aux sinistres aux PPEL dans les améliorations prévues.

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