Renseignements généraux du cadre de réglementation pour les sites de centrales nucléaires

1. Introduction

Le présent document fournit des renseignements généraux qui servent de contexte aux évaluations qu’effectue la CCSN à l’égard de la conformité et du rendement des centrales nucléaires et des installations de gestion des déchets (IGD) situées sur les mêmes sites (p. ex., tel que documenté dans le Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada).

La CCSN réglemente le secteur nucléaire au Canada, y compris les centrales nucléaires et les IGD, au moyen des activités suivantes :

  • autorisation
  • production de rapports
  • vérification de la conformité
  • application de la loi
  • évaluation régulière de la conformité et du rendement

La CCSN utilise une approche de la réglementation fondée sur le risque pour prévoir des ressources et une surveillance réglementaire proportionnées au risque associé à l’installation ou à l’activité réglementée.

La CCSN a établi un ensemble de domaines de sûreté et de réglementation (DSR; voir http://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/resources/news-room/feature-articles/safety-and-control-areas.cfm) qui fournissent un cadre pour les activités susmentionnées. À des fins de vérifications détaillées de la conformité et d’évaluations régulières de la conformité et du rendement, chacun de ces DSR est subdivisé en domaines particuliers, qui sont abordés aux sections 1 à 14 du présent document.

Autorisation

Le processus d’autorisation de la CCSN pour les centrales nucléaires et les IGD est rigoureux et porte sur tous les DSR. Les centrales nucléaires et les IGD constituent des installations de catégorie I et sont assujetties au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN). Spécifiquement, les centrales nucléaires sont des installations nucléaires de catégorie IA et les IGD sont des installations nucléaires de catégorie IB.

Chaque permis d’exploitation de centrale nucléaire et d’IGD comprend une exigence obligeant le titulaire de permis à mener ses activités conformément au fondement d’autorisation. Le fondement d’autorisation est décrit dans le REGDOC‑3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation de la CCSN. Il est constitué des éléments suivants :

  • les exigences réglementaires stipulées dans les lois et règlements applicables
  • les conditions et les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans le permis de l’installation ou de l’activité et les documents cités en référence directement dans le permis
  • les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et les documents soumis à l’appui de cette demande

Les exigences prévues par les parties (ii) et (iii) du fondement d’autorisation sont propres à chaque installation autorisée, c’est-à-dire qu’elles dépendent du contenu du permis, de la demande de permis et des documents à l’appui présentés par le demandeur. Les règlements pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), notamment le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, établissent des exigences à l’égard du contenu des demandes de permis des centrales nucléaires et des IGD. Le REGDOC-1.1.3, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis d’exploitation d’une centrale nucléaire de la CCSN étaye les exigences à l’égard des demandes visant les centrales nucléaires en exploitation. Le personnel de la CCSN fournit également une orientation additionnelle adaptée aux titulaires de permis qui comptent renouveler leurs permis d’exploitation de centrale nucléaire et d’IGD.  

Les demandes de permis visant des centrales nucléaires et des IGD citent en référence les documents d’application de la réglementation de la CCSN, les normes du Groupe CSA et d’autres publications ainsi que les documents propres au demandeur. La CCSN évalue les demandes de permis pour veiller à ce que les mesures de sûreté proposées soient fiables sur les plans technique et scientifique, à ce que toutes les exigences de la demande soient respectées et à ce que des systèmes de sûreté appropriés soient en place pour protéger la population et l’environnement. La CCSN évalue la pertinence des mesures qui ont été proposées en fonction des exigences de la réglementation et de toute orientation fournie au demandeur

Le processus d’autorisation offre au public et aux peuples autochtones plusieurs possibilités de participation, notamment au cours des audiences de la Commission (qui sont souvent organisées au sein de la collectivité touchée) et au cours des réunions de la Commission. La plupart des séances de la Commission sont ouvertes au public et sont diffusées en direct sur le Web.

Les permis des centrales nucléaires et des IGD sont relativement similaires et comportent des conditions de permis normalisées qui sont structurées selon les DSR. Des exemples d’exigences dans les conditions de permis normalisées liées à la mise en œuvre de divers programmes en vertu des DSR sont inclus dans le présent document. Les critères détaillés de vérification de la conformité pour les conditions de permis figurent dans le MCP de l’installation, qui est rédigé par le personnel de la CCSN en consultant la demande de permis et en suivant les directives de la Commission découlant de la décision d’autorisation. Les MCP sont conformes au fondement d’autorisation pour chaque installation et établissent la base du programme de vérification de la conformité (PVC) pendant la période d’autorisation.

Rapports

Les titulaires de permis sont tenus de présenter divers rapports et avis à la CCSN conformément aux règlements pris en vertu de la LSRN. Les MCP permettent de clarifier les attentes de la CCSN à l’égard de ces exigences, le cas échéant.

En plus des exigences relatives à la production de rapports établies dans les règlements et parallèlement à ceux-ci, une condition de permis oblige les titulaires de permis de centrales nucléaires à présenter des rapports à la CCSN conformément aux documents d’application de la réglementation suivants de la CCSN.

  • Pour les centrales nucléaires, REGDOC-3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires
  • Pour les IGD, REGDOC‑3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome 1: Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium

Le REGDOC-3.1.1 stipule que les titulaires de permis doivent présenter des rapports trimestriels et annuels sur divers sujets, par exemple, des rapports trimestriels sur les indicateurs de rendement en matière de sûreté qui sont présentés dans diverses sections du présent rapport. Il établit également des exigences détaillées liées à la soumission d’autres rapports importants (comme des mises à jour du rapport final d’analyse de la sûreté, du plan préliminaire de déclassement et du rapport annuel sur la protection de l’environnement). Le REGDOC-3.1.1 précise aussi que les titulaires de permis doivent déclarer à la CCSN toutes les situations et tous les événements imprévus. Ces rapports sont affichés sur les sites Web respectifs des titulaires de permis.

À l’instar des centrales nucléaires, le REGDOC-3.1.2 exige que les titulaires de permis d’IGD présentent des rapports annuels sur divers sujets. Plus précisément, ils doivent fournir une mise à jour sur les quatorze DSR. De plus, les MCP pour les IGD exigent que le titulaire de permis présente des rapports d’exploitation trimestriels qui comprennent des renseignements tels que le nombre de conteneurs de stockage à sec (CSS) transférés ou traités, les résultats de la surveillance environnementale et les résumés des rapports d’événements.

Programme de vérification de la conformité

Le PVC confirme la conformité au fondement d’autorisation des centrales nucléaires et des IGD. Il comprend des inspections réalisées par des inspecteurs, avec le soutien d’experts en la matière, notamment :

  • des inspections de type I, qui évaluent les programmes des titulaires de permis et qui comportent habituellement un examen de la documentation et des activités sur le site
  • des inspections de type II, qui évaluent les extrants et les résultats des programmes des titulaires de permis et qui comportent habituellement un examen de la documentation et des activités sur le site
  • des inspections sur le terrain, dont la portée est limitée (par exemple, un domaine particulier de l’installation) et qui comportent des activités sur le site pour recueillir des données sur les extrants et les résultats des programmes des titulaires de permis
  • des examens documentaires, qui sont semblables aux inspections de type II, mais qui ne comportent pas d’activités sur le site

Les activités sur le site pendant les inspections comprennent des observations sur le lieu de travail, la prise de mesures et des entrevues avec les travailleurs.

Le PVC comprend également des examens de la documentation effectués par des experts dans divers domaines. De plus, le PVC comprend des activités de surveillance sur le site effectuées par les inspecteurs de la CCSN (p. ex., observation des réunions des titulaires de permis ou examen des dossiers sur l’état de la centrale).

Le PVC repose sur un ensemble d’activités de vérification de la conformité qui englobent les 14 DSR et qui sont réalisées à une fréquence variable au cours d’un cycle quinquennal pour les centrales nucléaires et d’un cycle de dix ans pour les IGD. Ces activités de base représentent l’ensemble des activités minimales requises pour déterminer de manière systématique et exhaustive si les titulaires de permis se conforment aux mesures de sûreté et de réglementation établies dans leur fondement d’autorisation. Les inspections visent généralement à vérifier la conformité aux exigences en fonction de multiples domaines particuliers et DSR.

Par exemple, pour chaque centrale nucléaire, de 80 à 100 activités applicables de vérification de la conformité sont sélectionnées parmi les activités de base, pour le plan de conformité de l’année. Ce document indique les activités de vérification de la conformité des centrales nucléaires applicable à chaque domaine particulier au cours du cycle de référence quinquennal.

Pour les IGD, le plan de conformité de base de dix ans comprend une inspection de type II par DSR au cours de la période de dix ans. De plus, des inspections générales sont habituellement menées chaque année à chaque IGD, et elles portent sur plusieurs DSR.

Des activités additionnelles et réactives de vérification de la conformité visant les centrales nucléaires et les IGD sont ajoutées selon les besoins; elles portent sur des questions propres à chaque site et concernent des problèmes connus ou potentiels du titulaire de permis. Les spécialistes techniques et le personnel responsable des permis à la CCSN valident les plans annuels, selon une approche fondée sur le risque prenant en compte l’état de chacune des centrales nucléaires, les antécédents en matière de rendement, les conditions et les défis de chaque installation afin d’assurer une surveillance réglementaire et une évaluation du rendement en matière de sûreté appropriées. Des activités additionnelles de vérification de la conformité des centrales nucléaires et des IGD peuvent également être ajoutées au besoin au cours de l’année, en réponse aux problèmes nouveaux ou émergents que connaissent les titulaires de permis. L’objectif consiste à s’assurer que les PVC visant les centrales nucléaires et les IGD soient toujours actuels, fondés sur le risque, axés sur le rendement et adaptés aux situations nouvelles.

Les PVC visant les centrales nucléaires comprennent l’examen des indicateurs de rendement en matière de sûreté présentés chaque trimestre à la CCSN conformément à REGDOC-3.1.1. Aucune limite ni aucun seuil réglementaire n’est associé à ces données, mais le personnel de la CCSN en fait le suivi afin de cerner les tendances au fil du temps et les écarts par rapport aux données typiquement fournies par d’autres titulaires de permis menant des activités ou exploitant des installations semblables. Les tendances au fil du temps évoluent relativement lentement, et les différences entre les titulaires de permis sont plutôt modestes, étant donné que ces derniers sont généralement dotés de programmes bien étayés visant les DSR qui sont fondés sur des exigences similaires ou identiques. Toute tendance ou comparaison défavorable donnent suite à des examens réglementaires plus rigoureux, qui peuvent notamment comprendre une surveillance et un suivi accrus, une attention soutenue lors d’inspections sur le terrain, l’ajustement du moment ou de la portée d’une inspection de base, un examen approfondi de la documentation ou une inspection réactive, selon l’importance sur le plan de la sûreté de la tendance ou de l’écart.

Application de la loi

La CCSN utilise une méthode graduelle de l’application de la loi afin d’encourager et d’imposer la conformité et de décourager toute nouvelle situation de non-conformité. Lorsqu’une situation de non-conformité est relevée, le personnel de la CCSN détermine la mesure d’application de la loi qui s’impose en fonction de l’importance sur le plan de la sûreté et d’autres facteurs comme la question de savoir si la situation de non-conformité est systémique ou récurrente. Chaque mesure réglementaire constitue une réponse distincte et indépendante à une situation de non-conformité.    

La stratégie de la CCSN pour régler les cas de non-conformité peut comprendre les mesures réglementaires et d’application de la loi suivantes: 

  • informer les titulaires de permis
  • envoyer des avis écrits de non-conformité
  • envoyer des lettres d’avertissement
  • renforcer la surveillance réglementaire
  • présenter des demandes aux termes du paragraphe 12(2) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires
  • délivrer des sanctions administratives pécuniaires
  • délivrer des ordres
  • prendre des mesures d’autorisation
  • retirer l’accréditation de personnes ou l’homologation d’un équipement
  • intenter des poursuites

Les mesures réglementaires et d’application de la loi peuvent être employées de façon indépendante ou de concert avec d’autres mesures.

Un jugement réglementaire est appliqué et de nombreux facteurs sont pris en considération pour déterminer la stratégie d’application la plus appropriée à toute situation donnée. Si la réponse ou la mesure initiale d’application de la loi ne pousse pas les parties visées à se conformer rapidement, d’autres mesures d’application sont prises.

Évaluation régulière de la conformité et du rendement

Le personnel de la CCSN évalue régulièrement l’état général de la conformité et du rendement en matière de sûreté des titulaires de permis individuels ou des groupes de titulaires de permis et résume les résultats dans des rapports à l’intention du public et de la Commission. Par exemple, le Rapport de surveillance réglementaire des sites de centrales nucléaires au Canada constitue l’évaluation du personnel à l’égard du rendement global en matière de sûreté des centrales nucléaires et des IGD adjacentes. Le reste du présent document fournit des renseignements généraux et établit le contexte des évaluations des centrales nucléaires et des IGD. Il est organisé en fonction des DSR, qui sont subdivisés en domaines particuliers. Les domaines particuliers s’appliquent à la fois aux centrales nucléaires et aux IGD, sauf indication contraire.

Dans ce qui suit, l’expression « centrales nucléaires en exploitation » désigne les centrales ayant au moins un réacteur en exploitation ou en cours de remise à neuf dans le but de le remettre en service. Les références aux rapports trimestriels ou annuels sont celles qui sont exigées par les règlements ou les documents d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-3.1.1 pour les centrales nucléaires et REGDOC-3.1.2 pour les IGD.

2. Domaines de sûté et de réglementation

2.1 Système de gestion

Ce DSR englobe le cadre qui établit les processus et les programmes nécessaires pour s’assurer qu’une organisation atteint ses objectifs en matière de sûreté et surveille continuellement son rendement à l’égard de ces objectifs, tout en favorisant une saine culture de sûreté.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que l’organisation dispose d’un système de gestion efficace qui répond à toutes les exigences, atteint tous les objectifs connexes et permet au titulaire de permis de surveiller et de gérer en continu son rendement en fonction de ces objectifs et de maintenir une saine culture de sûreté.

  • Le DSR Système de gestion inclut les domaines particuliers suivants
    • Système de gestion
    • Organisation
    • Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement
    • Expérience d’exploitation
    • Gestion du changement
    • Culture de sûreté
    • Gestion de la configuration
    • Gestion des documents
    • Gestion des entrepreneurs
    • Continuité des opérations

Système de gestion

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un système de gestion. Les systèmes de gestion des titulaires de permis englobent des politiques, des descriptions des interfaces et les documents justificatifs qui permettent le contrôle et la tenue à jour des programmes, des procédures, des processus et des pratiques applicables pour la réalisation des activités autorisées. Tous les titulaires de permis examinent périodiquement leurs programmes du système de gestion afin d’évaluer leur mise en œuvre efficace et d’améliorer la documentation au besoin. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires et les IGD peuvent comprendre diverses inspections de type II et des inspections sur le terrain qui confirment certains éléments du système de gestion.

Organisation

Chaque titulaire de permis définit sa structure organisationnelle, les pouvoirs, la reddition de comptes et les responsabilités rattachées à chaque poste, notamment les interfaces internes et externes, les processus décisionnels et les personnes responsables de prendre les décisions. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires et les IGD peuvent comprendre diverses inspections de type II et des inspections sur le terrain qui confirment certains éléments de l’organisation du titulaire de permis. Par exemple, les inspections sur le terrain visant les centrales nucléaires permettent de vérifier que les structures organisationnelles ainsi que la reddition de comptes, les rôles et les responsabilités sont documentés et à jour.

Examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement

Les titulaires de permis des centrales nucléaires et IGD évaluent et améliorent continuellement leur système de gestion. Les titulaires de permis évaluent et améliorent continuellement leur système de gestion. Leur gestion confirme l’efficacité des systèmes de gestion à assurer une exploitation sûre au moyen d’évaluations essentielles périodiques. Les intrants de ces évaluations comprennent les résultats des vérifications indépendantes et de l’autoévaluation, l’état d’avancement des mesures correctives, notamment celles découlant des activités de vérification de la conformité du personnel de la CCSN, ainsi que les indicateurs de rendement clés utilisés pour que les titulaires de permis maîtrisent leurs processus afin que l’exploitation demeure sûre. À l’issue de ces évaluations, les titulaires de permis prennent des mesures pour remédier aux lacunes relevées dans le système de gestion. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des inspections de type II visant les centrales nucléaires qui sont axées sur l’auto-évaluation et l’évaluation indépendante des titulaires de permis, des inspections sur le terrain sur les auto-évaluations et des inspections sur le terrain axées sur l’évaluation de l’efficacité du système de gestion.

Expérience d’exploitation

Les titulaires de permis ont en place des programmes d’identification des problèmes et de mesures correctives qui permettent de déceler et de résoudre les problèmes ainsi que des programmes d’expérience d’exploitation (OPEX) pour obtenir et diffuser les leçons apprises à l’interne et à l’externe.

Lorsque des problèmes surviennent, les titulaires de permis prennent des mesures afin d’atténuer le plus possible les répercussions sur leurs installations. Les problèmes sont consignés et signalés aux cadres hiérarchiques concernés afin d’enclencher le processus de mesures correctives et d’éviter que de tels événements ne se reproduisent. Les titulaires de permis établissent des échéanciers pour régler les problèmes et mettre en œuvre les mesures correctives. Les mesures prises peuvent comprendre la détermination des causes sous jacentes, en fonction de la gravité du problème. Les titulaires de permis effectuent également des analyses pour cerner les événements systémiques (c. à-d. dégager des tendances).

Les titulaires de permis ont aussi en place des processus de collecte et d’examen de l’information afin de relever et d’évaluer toute OPEX pertinente dans le but d’améliorer et de prendre des mesures permettant d’éviter l’apparition de problèmes potentiels.

Les activités de vérification de la conformité réalisées par la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent inclure diverses inspections qui servent à évaluer les extrants des programmes d’identification et de résolution de problèmes, ainsi que l’évaluation de l’OPEX comme activité de vérification standard.

Gestion du changement

Les titulaires de permis contrôlent les changements apportés à leur organisation, leur documentation, leurs processus, leurs programmes, leurs conceptions, leurs dessins, leurs structures, leurs systèmes, leurs composants, leur équipement, leur matériel et leurs logiciels. Ces contrôles visent à ce que les changements soient consignés et justifiés et que les parties intéressées en soient informées afin qu’elles puissent les examiner et évaluer les répercussions possibles sur la sûreté. La mesure dans laquelle un changement sera examiné et accepté est proportionnelle à ses répercussions et à sa complexité. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II des modifications techniques, des inspections sur le terrain et des examens des modifications apportées aux documents des titulaires de permis qui sont cités en référence dans leurs MCP.

Culture de sûreté

Les titulaires de permis font régulièrement une autoévaluation de leur culture de sûreté, mettant à profit plusieurs méthodes de collecte de données, notamment des sondages, des entrevues et des discussions de groupe. Les titulaires de permis de centrale nucléaire ont créé des groupes de surveillance de la culture de sûreté conformément aux orientations données par le Nuclear Energy Institute. Le personnel de la CCSN examine les autoévaluations de la culture de sûreté réalisées par les titulaires de permis, leurs résultats ainsi que la justesse des mesures de suivi des titulaires de permis.  

Gestion de la configuration

Les titulaires de permis maintiennent l’alignement de la configuration physique et opérationnelle des structures, systèmes et composants (SSC) et de la documentation connexe, y compris les exigences de conception et du fondement d’autorisation. Les processus de gestion de la configuration comprennent l’examen de l’assurance d’achèvement avant la mise en service des SSC modifiés. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections sur le terrain des configurations physiques et opérationnelles.

Gestion des documents

Le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires et le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I comprennent des exigences relatives à la conservation et à l’élimination des documents. Les systèmes de gestion des documents des titulaires de permis, y compris le contrôle des documents, font en sorte que seuls des documents approuvés et à jour sont produits et utilisés. Ces systèmes garantissent que:

  • les documents désuets sont retirés
  • les documents sont produits et révisés aux fins d’approbation
  • les documents et les dossiers peuvent être consultés au besoin
  • les dossiers sont protégés et entreposés conformément aux exigences réglementaires applicables

Le personnel de la CCSN fonde son évaluation de la mise en œuvre des processus de contrôle des documents et des dossiers par les titulaires de permis sur de nombreuses activités réglementaires visant divers DSR.

Gestion des entrepreneurs

Les permis d’IGD comportent une condition exigeant que le titulaire de permis s’assure que les entrepreneurs se trouvant sur le site de l’IGD se conforment au permis.

Les titulaires de permis mettent en œuvre des programmes de la chaîne d’approvisionnement qui permettent de qualifier les entrepreneurs ainsi que de gérer les exigences contractuelles et les travaux des entrepreneurs, incluant les articles achetés. Les activités de gestion des titulaires de permis permettent de définir, de planifier et de surveiller les activités entourant l’établissement des objectifs en matière de sûreté en vue de respecter les exigences réglementaires et leurs propres exigences. L’atteinte de ces objectifs est mesurée et surveillée, et cette surveillance s’étend aux volets des activités confiées aux entrepreneurs. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II de la gestion de l’approvisionnement et des entrepreneurs et des inspections sur le terrain.

Continuité des opérations

Les mesures prises par les titulaires de permis pour assurer la continuité des activités comprennent des plans d’urgence pour préserver ou restaurer les fonctions essentielles de sûreté et d’exploitation en cas de situations propices aux interruptions dans les activités, comme une pandémie, des conditions météorologiques extrêmes ou des mesures syndicales. Aux centrales nucléaires, ces mesures respectaient la dotation de l’effectif minimal par quart.

2.2 Gestion de la performance humaine

Ce DSR englobe les activités qui permettent d’atteindre une performance humaine efficace grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés des titulaires de permis sont présents en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail pertinents, et qu’ils possèdent les connaissances, les compétences, les procédures et les outils dont ils ont besoin pour exécuter leurs tâches en toute sécurité.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que les travailleurs sont en nombre suffisant et la performance humaine est gérée de façon à ce que tous les travailleurs soient aptes, qualifiés et compétents et bénéficient du soutien nécessaire pour s’acquitter de leurs tâches en toute sécurité.

Le DSR Gestion de la performance humaine comprend les domaines particuliers suivants:

  • Programme de performance humaine
  • Formation du personnel
  • Accréditation du personnel
  • Examens d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation
  • Organisation du travail et conception des tâches
  • Aptitude au travail

Programme de performance humaine

Conformément au Règlement sur les installations nucaléaires de catégorie I et aux conditions des permis de centrale nucléaire et d’IGD, les titulaires de permis sont tenus de mettre en œuvre et de tenir à jour des programmes de performance humaine. Ces programmes visent à s’assurer que les titulaires de permis tiennent compte des facteurs humains et organisationnels pour réaliser les activités autorisées de manière sécuritaire.

Les facteurs humains et organisationnels sont les facteurs qui influent sur la performance humaine. Ils comprennent, sans toutefois s’y limiter, le fait d’avoir un nombre suffisant d’employés qualifiés, adéquatement formés, aptes au travail et dotés de processus et d’outils adéquats et d’équipement bien conçu et bien entretenu. Les outils de performance humaine sont appliqués dans le but de réduire les événements déclenchés par l’erreur humaine et aident les travailleurs à accomplir leurs tâches de façon efficace et sécuritaire. Bien que chacun de ces facteurs soit considéré individuellement, le programme de performance humaine réunit ces aspects pour fournir une vision plus intégrée de la sûreté centrée sur l’humain. Les titulaires de permis appliquent le programme de performance humaine à l’échelle de leur organisation et à l’échelle locale au sein des divers départements. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II et des inspections sur le terrain.

Formation du personnel

Conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, les titulaires de permis doivent s’assurer que leurs travailleurs ont reçu la formation nécessaire pour exercer les activités autorisées en toute sécurité. De plus, les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de formation pour les travailleurs. Un système de formation sert de fondement à l’analyse, à la conception, à l’élaboration, à la mise en œuvre, à l’évaluation, à la documentation et à la gestion des programmes de formation destinés aux travailleurs. Les titulaires de permis de centrale nucléaire et d’installation de gestion des déchets ont des systèmes de formation fondés sur l’approche systématique à la formation pour se conformer aux exigences du permis. Ces systèmes appuient les responsabilités, les qualifications et la formation pour la requalification des personnes dans les installations et appuient la formation en vue de l’accréditation initiale et du renouvellement de l’accréditation des personnes qui occupent des postes accrédités et des candidats à ces postes. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II, des examens documentaires et des inspections sur le terrain.

Accréditation du personnel

Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I établit les conditions et les exigences régissant l’accréditation de certains membres du personnel des titulaires de permis par la CCSN.

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires, mais ne s’applique pas aux IGD étant donné que ces installations ne comptent pas de personnel accrédité. Les permis de centrale nucléaire sont assortis de conditions exigeant que le titulaire de permis tienne à jour des programmes d’accréditation pour les postes accrédités désignés.

Pour devenir un travailleur accrédité, le titulaire de permis d’une centrale nucléaire doit démontrer que le candidat choisi aux fins d’accréditation satisfait aux exigences et qu’il possède les compétences et les connaissances requises pour s’acquitter des fonctions du poste en toute sécurité. Après que le candidat ait réussi un programme de formation et plusieurs examens d’accréditation, le titulaire de permis de centrale nucléaire doit démontrer que celui-ci satisfait aux exigences susmentionnées en présentant une demande qui fournit une preuve suffisante de compétence, un historique de formation et les résultats des examens. Une fois que les travailleurs sont accrédités par la CCSN, ils suivent une formation continue et subissent des tests de requalification pour s’assurer qu’ils tiennent à jour les connaissances et les compétences nécessaires à l’exercice de leurs fonctions en toute sécurité. Le personnel de la CCSN fait passer les examens d’accréditation initiale et les tests de requalification aux spécialistes en radioprotection alors que les titulaires de permis sont responsables des examens d’accréditation initiale et des tests de requalification pour le reste du personnel accrédité.

Le personnel de la CCSN réalise des inspections de type II et des examens documentaires visant les tests écrits qui portent sur les connaissances et les tests sur simulateur pour les centrales nucléaires. Les activités de vérification de la conformité réalisées par la CCSN à l’égard des centrales nucléaires comprennent également les inspections sur le terrain qui portent sur différents domaines comme la vérification du travail sous supervision ou la vérification de la tenue des dossiers qui appuient les demandes d’accréditation initiale et de renouvellement de l’accréditation. Le personnel de la CCSN procède aussi à des évaluations techniques des rapports trimestriels et des notifications d’événement soumis par les titulaires de permis à l’égard de leur personnel accrédité.

Organisation du travail et conception des tâches

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires, mais ne s’applique pas aux IGD.

Conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, les titulaires de permis sont tenus d’assurer la présence d’un nombre suffisant de travailleurs qualifiés pour exercer de façon sécuritaire toutes les activités autorisées. De plus, les permis de centrale nucléaire sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis maintienne un effectif minimal par quart et un effectif dans la salle de commande principale.

L’effectif minimal précise le nombre d’employés qualifiés devant être présents sur le site en tout temps pour assurer l’exploitation sûre de l’installation et une capacité d’intervention d’urgence adéquate. Cet effectif minimal est propre à chaque centrale nucléaire et est déterminé au moyen d’une analyse systématique de l’état de fonctionnement qui exige le plus de ressources, y compris les accidents de dimensionnement et les urgences. Les résultats de l’analyse sont validés au moyen d’exercices de validation intégrés. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des inspections sur le terrain portant sur la surveillance et la vérification de l’effectif minimal, ainsi que sur la dotation de la salle de commande principale. Le personnel de la CCSN peut également examiner les cas de non-conformité et les mises à jour de l’effectif minimal.

Aptitude au travail

L’aptitude au travail est définie comme étant une condition selon laquelle les travailleurs sont physiquement, physiologiquement et psychologiquement aptes à accomplir leurs tâches avec compétence et de manière sécuritaire. La surveillance de l’aptitude au travail exercée par la CCSN comprend l’évaluation des mesures prises par les titulaires de permis relativement à la gestion de la fatigue des travailleurs, à la gestion de la consommation d’alcool et de drogues et aux exigences minimales relatives aux certificats médicaux, physiques et psychologiques pour les agents de sécurité nucléaire.

Conformément au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, les titulaires de permis doivent s’assurer que les travailleurs sont aptes au travail.

Il est largement reconnu que la fatigue nuit à l’aptitude au travail en raison de son potentiel de dégradation de plusieurs aspects de la performance humaine. Tous les titulaires de permis de centrales nucléaires ont en place des procédures pour gérer la fatigue des travailleurs, y compris des limites à l’égard des heures de travail. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections sur le terrain portant sur la fatigue des travailleurs. Le personnel de la CCSN examine également les rapports trimestriels sur les violations relatives aux heures de travail par le personnel des centrales nucléaires.

2.3 Conduite de l’exploitation

Ce DSR comprend un examen global de la réalisation des activités autorisées ainsi que des activités qui contribuent à un rendement efficace.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que l’installation est exploitée de façon sûre et sécuritaire, et une attention appropriée est accordée à la préservation de la santé, de la sûreté et de la sécurité, à la protection radiologique et de l’environnement et au respect des obligations internationales.

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend les domaines particuliers suivants :

  • Réalisation des activités autorisées
  • Procédures
  • Rapports et établissement de tendances
  • Rendement de la gestion des arrêts
  • Paramètres d’exploitation sûre
  • Gestion des accidents graves et rétablissement
  • Gestion des accidents et rétablissement

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme d’exploitation qui comprend un ensemble de limites d’exploitation.

Réalisation des activités autorisées

Le personnel de la CCSN évalue la réalisation des activités autorisées par les titulaires de permis en procédant à diverses activités de vérification de la conformité, notamment : des inspections de base et des inspections ciblées, des examens documentaires et des évaluations de la conformité des programmes des titulaires de permis, l’examen des rapports périodiques trimestriels et annuels, l’analyse des rapports et des mesures de suivi en lien avec les événements à déclaration obligatoire ainsi qu’un suivi des réponses des titulaires de permis aux constatations des inspections. En plus des nombreuses activités de vérification de la conformité liées aux activités autorisées des centrales nucléaires et des installations de gestion des déchets, le personnel de la CCSN évalue également divers indicateurs de rendement en matière de sûreté (présentés conformément au REGDOC-3.1.1), notamment :

  • « indice de positionnement erroné »;
  • « nombre de transitoires imprévus »;
  • « coefficient de capacité de la tranche »;
  • « facteur de perte de la capacité imprévu »;
  • « taux de pertes forcées »;
  • « taux de déclenchement du réacteur »

Procédures

Les titulaires de permis ont en place un processus permettant de s’assurer que des procédures sont définies et que les changements sont gérés d’une manière cohérente afin de favoriser l’exploitation et l’entretien sûrs de chaque installation. Le personnel de la CCSN surveille les procédures afin de s’assurer qu’il y a un processus adéquat pour l’élaboration, la modification et l’utilisation des procédures qui tient compte de la performance humaine. Le personnel de la CCSN confirme la pertinence et la gestion du processus d’élaboration de nouvelles procédures et il examine et approuve les procédures existantes. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections sur le terrain. De nombreuses inspections de type II évaluent également la pertinence des procédures relatives au sujet de l’inspection (p. ex., pour l’étalonnage des instruments ou la surveillance des SSC).

Rapports et établissement de tendances

Le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires énoncent des situations précises à la suite desquelles le titulaire de permis est tenu de faire parvenir un rapport à la CCSN. Pour chaque événement à déclaration obligatoire, le titulaire de permis doit présenter un rapport complet qui explique en détail l’événement, y compris les effets que la situation a entraînés ou est susceptible d’entraîner sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ainsi que le maintien de la sécurité. Le titulaire de permis doit également décrire les mesures prises ou proposées en lien avec l’événement déclaré.

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD comportent également une condition assortie d’exigences programmatiques en matière de production de rapports. Les titulaires de permis de centrale nucléaire doivent présenter des rapports trimestriels sur les activités et les indicateurs de rendement en matière de sûreté, comme il est décrit dans le REGDOC-3.1.1. Ce document explique plus en détail les exigences en matière de rapports d’événements énoncés dans la réglementation et précise les exigences relatives aux autres rapports trimestriels et annuels à soumettre à la CCSN.

Les titulaires de permis d’IGD sont assujettis au REGDOC‑3.1.2, qui précise les exigences en matière de rapports d’événements et exige qu’ils présentent des rapports annuels sur l’exploitation. De plus, ils sont tenus de fournir des rapports d’exploitation trimestriels pour leurs IGD, comme il est précisé dans leurs MCP.

Le personnel de la CCSN examine les rapports d’événements et d’autres rapports pour confirmer que le titulaire de permis répond 1) aux exigences de présentation et 2) aux attentes du personnel de la CCSN quant au contenu technique et aux résultats qui s’y trouvent.

Rendement de la gestion des arrêts

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation

Le personnel de la CCSN surveille le niveau de rendement et d’atteinte des objectifs pendant les arrêts prévus aux fins d’entretien. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des inspections de type II des arrêts.

Paramètres d’exploitation sûre

Ce domaine particulier s’applique uniquement aux centrales nucléaires en exploitation. Le respect par les centrales nucléaires en exploitation de leurs paramètres d’exploitation sûre (PES) permet de veiller à ce que chaque réacteur soit exploité dans son état analysé, assurant ainsi une sûreté adéquate en tout temps. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les PES peuvent comprendre des inspections de type II et des inspections sur le terrain. Le personnel de la CCSN peut également examiner les mises à jour des limites et des conditions des PES.

Gestion des accidents graves et rétablissement

Ce domaine particulier s’applique uniquement aux centrales nucléaires. Tous les titulaires de permis de centrale nucléaire ont des lignes directrices pour la gestion des accidents graves (LDGAG) qui comprennent des mesures visant à empêcher les dommages graves au cœur du réacteur en cas d’accident, à atténuer les conséquences d’un accident causant des dommages au cœur du réacteur et à rétablir des conditions stables à long terme. Les titulaires de permis démontrent régulièrement l’efficacité des LDGAG au moyen d’exercices et de manœuvres.

Les titulaires de permis ont des lignes directrices pour l’équipement d’atténuation en cas d’urgence (EAU) afin de donner des instructions sur l’utilisation et le déploiement de cet équipement. Cet équipement vise à renforcer les capacités d’eau d’appoint et d’alimentation électrique pour refroidir le combustible, freiner l’évolution d’un accident et atténuer les conséquences des accidents en ce qui a trait aux accidents hors dimensionnement, y compris les accidents graves. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre l’examen des LDGAG et des LDEAU intégrées.

Gestion des accidents et rétablissement

Les titulaires de permis ont des procédures pour gérer les incidents et les accidents potentiels. Centrales nucléaires ont en place manuels pour les incidents anormaux et procédures d’exploitation d’urgence. Ces procédures permettent d’atténuer les incidents et de remettre l’installation dans un état sûr et contrôlé; elles permettent également d’empêcher que l’incident anormal devienne un accident grave. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires, qui se limitent habituellement au suivi et à la surveillance sur place, servent à s’assurer que des procédures à jour sont disponibles et que les opérateurs ont reçu une formation adéquate à leur égard.

2.4 Analyse de la sûreté

Ce DSR porte sur la tenue à jour de l’analyse de la sûreté qui appuie le dossier général de sûreté de chaque installation. Une analyse de la sûreté consiste en une évaluation systématique des dangers potentiels associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée et tient compte de l’efficacité des mesures et des stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers.

L’objectif de rendement de ce DSR est de veiller à ce que les mises à jour de l’analyse de la sûreté tiennent compte efficacement de la rétroaction de diverses sources afin de démontrer la sûreté de façon constante.

Dans le cas des centrales nucléaires, l’analyse de la sûreté fait appel principalement à une approche déterministe afin de démontrer l’efficacité des fonctions fondamentales de sûreté (contrôle de la puissance, refroidissement du combustible et confinement ou limitation des rejets de la centrale). Les facteurs de risque sont pris en compte en effectuant des études probabilistes de sûreté (EPS). Des marges de sûreté appropriées devraient être appliquées afin de tenir compte des incertitudes et des limites des approches en matière d’analyse de la sûreté.

Le DSR Analyse de la sûreté comprend les domaines particuliers suivants:

Analyse déterministe de la sûreté

  • Analyse des dangers
  • Étude probabiliste de sûreté
  • Sûreté-criticité
  • Analyse des accidents graves
  • Gestion des dossiers de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme d’analyse de la sûreté.

Analyse déterministe de la sûreté

Le rapport de sûreté décrit les structures, les systèmes et les composants (SSC) d’une installation nucléaire, y compris leur conception et leurs conditions d’exploitation. Le rapport final d’analyse de la sûreté démontre que la conception de l’installation est adéquate en décrivant les dangers de l’installation et en utilisant l’analyse déterministe de la sûreté et d’autres méthodes pour confirmer la capacité des mécanismes de sûreté à contrôler ou à atténuer ces dangers.

Les titulaires de permis de centrale nucléaire sont tenus de soumettre une description de l’installation et un rapport d’analyse de la sûreté mis à jour pour leurs installations aux cinq ans. Pour les titulaires de permis de centrale nucléaire, cette exigence est stipulée dans le REGDOC-3.1.1 et pour les IGD, elle est stipulée dans leurs MCP. Le personnel de la CCSN examine les rapports d’analyse de la sûreté pour vérifier la conformité aux exigences réglementaires applicables, qui comprennent les exigences énoncées dans les règlements et les documents d’application de la réglementation, ainsi que les spécifications en matière de conception et d’analyse des titulaires de permis. Le personnel de la CCSN examine également les analyses déterministes de la sûreté qui sont élaborées ou mises à jour pour régler des problèmes de sûreté particuliers.

Impact du vieillissement sur l’analyse de sûreté des centrales nucléaires

Les programmes de gestion du vieillissement des titulaires de permis de centrales nucléaires comprennent des activités qui aident à gérer les facteurs liés au vieillissement susceptibles de modifier les conditions des SSC importants pour la sûreté. Les titulaires de permis mettent en œuvre des mesures compensatoires pour atténuer l’incidence du vieillissement au besoin. Pour cette raison, il faut régulièrement revoir le dossier de sûreté global d’une centrale nucléaire et quantifier les marges de sûreté actuelles.

Le vieillissement d’un réacteur peut modifier certaines caractéristiques du circuit caloporteur primaire, ce qui peut entraîner une diminution graduelle des marges de sûreté. Les titulaires de permis de centrales nucléaires surveillent, évaluent et atténuent l’impact du vieillissement du circuit caloporteur primaire au moyen de l’analyse de la sûreté afin de démontrer l’exploitation sûre de la centrale.

Analyse des dangers

Les titulaires de permis de centrale nucléaire et d’IGD mettent régulièrement à jour leurs évaluations des dangers (p. ex., liés aux incendies ou à la sismicité) pour tenir compte des changements et des modifications apportées à l’installation. De plus, les titulaires de permis mettent en œuvre des mesures pour identifier, minimiser, surveiller et contrôler ces dangers. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des examens des évaluations du titulaire de permis.

Étude probabiliste de sûreté

L’étude probabiliste de sûreté (EPS) s’applique aux centrales nucléaires en exploitation. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les EPS peuvent comprendre des évaluations de la conformité des documents soumis par les titulaires de permis pour leurs méthodes d’EPS proposées, ainsi que des évaluations de la conformité des EPS elles-mêmes.

Sûreté-criticité

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD manipulent et stockent des grappes de combustibles qui contiennent de l’uranium naturel ou appauvri frais et/ou irradié, qui ne peuvent pas devenir critiques dans l’air ou dans l’eau légère. Les centrales nucléaires et les IGD qui ne possèdent que ces substances ne sont pas tenues d’appliquer des programmes de sûreté-criticité nucléaire. Des analyses de la sûreté-criticité nucléaire de ces types de grappes ont été réalisées et figurent dans les rapports d’analyse de la sûreté pour les IGD. Toutefois, en raison du stockage d’assemblages de combustible de surréactivitéà la centrale nucléaire de Bruce-A et du stockage de combustible irradié à faible coefficient de vide à la centrale nucléaire de Bruce-B, le titulaire de permis doit avoir un programme de sûreté-criticité. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN aux centrales de Bruce-A et de Bruce-B peuvent comprendre des évaluations de la conformité des programmes de sûreté-criticité nucléaire du titulaire de permis.

Analyse des accidents graves

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation. Les titulaires de permis de centrale nucléaire effectuent des analyses des accidents graves afin d’évaluer, conjointement avec l’EPS, l’atteinte des objectifs de sûreté de la centrale, dans le but de démontrer l’efficacité de la gestion des accidents graves et d’appuyer les exercices de préparation et d’intervention en cas d’accident grave. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des évaluations de la conformité des documents présentés par les titulaires de permis dans le cadre d’analyses précises des accidents graves.

Gestion des questions de sûreté (y compris les programmes de R-D)

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation.

Le personnel de la CCSN évalue des activités de programme de R-D, telles qu’elles lui ont été présentées dans les rapports annuels conformément au REGDOC‑3.1.1. Les rapports annuels décrivent les activités de R-D visant à résoudre les questions de sûreté qui sont achevées, en cours ou prévues au cours de l’année ou pour les années à venir, la nature des questions de sûreté qui sont résolues et les progrès réalisés au cours de l’année pour résoudre les questions de sûreté.

Questions de sûreté relatives aux CANDU

En 2007, le personnel de la CCSN avait relevé des questions de sûreté génériques relatives aux réacteurs CANDU (QSC) donnant suite à des initiatives lancées par l’AIEA afin de réévaluer la sûreté des centrales nucléaires en exploitation. Ces QSC ont été classées en trois grandes catégories en fonction de la pertinence et de l’efficacité des mesures de contrôle mises en œuvre par les titulaires de permis, soit :

  • Catégorie 1 : Question ne constituant pas un problème au Canada
  • Catégorie 2 : Question constituant une préoccupation en matière de sûreté au Canada, mais pour laquelle des mesures appropriées ont été prises afin de maintenir les marges de sûreté.
  • Catégorie 3 : Question constituant une préoccupation au Canada; cependant des mesures sont en place pour maintenir les marges de sûreté, mais il faut confirmer si ces mesures sont adéquates.

La CCSN suit de près la gestion des QSC par les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation afin de veiller à une mise en œuvre rapide et efficace d’initiatives d’amélioration de la sûreté propre au site et de mesures d’atténuation des risques.

2.5. Conception matérielle

Ce DSR est lié aux activités qui ont une incidence sur l’aptitude des SSC à respecter et à maintenir le fondement de leur conception, compte tenu des nouvelles informations qui apparaissent au fil du temps et des changements qui surviennent dans l’environnement externe.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que les systèmes, structures et composants importants pour la sûreté et la sécurité continuent de respecter leur dimensionnement.

Le DSR Conception matérielle comprend les domaines particuliers suivants :

  • Gouvernance de la conception
  • Caractérisation du site
  • Conception de l’installation
  • Conception des structures
  • Conception des systèmes
  • Conception des composants

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de conception.

Gouvernance de la conception

Les permis de centrale nucléaire sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de qualification de l’équipement et des structures.

Les titulaires de permis adoptent des politiques, des processus et des procédures qui assurent une orientation et un soutien sur le plan de la conception matérielle. Pour gérer la conception, les titulaires de permis s’appuient sur des programmes qui encadrent les activités touchant l’ingénierie, les enveloppes sous pression, la qualification sismique, la qualification environnementale, les facteurs humains dans la conception, la robustesse et la protection‑incendie ainsi que les mécanismes de contrôle des modifications au sein de leurs systèmes de gestion.

Qualification sismique

La qualification sismique désigne la vérification, par des essais, des analyses ou d’autres méthodes, de l’aptitude d’une structure, d’un système ou d’un composant à remplir la fonction pour laquelle il a été conçu pendant et après un séisme.

Qualification environnementale

Un programme de qualification environnementale vise à s’assurer que tous les SSC sont en mesure d’accomplir leurs fonctions nominales de sûreté dans le contexte d’un environnement hostile hypothétique découlant d’accidents de dimensionnement. Le personnel de la CCSN surveille ce domaine (y compris les rapports semestriels ou annuels de la qualification environnementale) afin de confirmer que les titulaires de permis de centrales nucléaires continuent de maintenir leur qualification environnementale dans le contexte de réacteurs vieillissants et de ressources limitées.

Conception des enveloppes sous pression

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne `ajour un programme relatif aux enveloppes sous pression. Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD tiennent à jour des ententes de service officielles avec une agence d’inspection autorisée.

Facteurs humains dans la conception

Les facteurs humains dans la conception appliquent la connaissance des capacités et des limites humaines dans la conception des SSC afin d’améliorer l’interaction entre les humains et les systèmes techniques et d’optimiser le rendement des personnes et des systèmes.

Conception de la robustesse

La conception et l’évaluation de la robustesse englobent la conception matérielle des centrales nucléaires et visent à assurer une robustesse suffisante pour résister aux menaces prévues. L’évaluation de la CCSN à l’égard de ce domaine particulier est fondée sur la mesure dans laquelle le titulaire de permis respecte les engagements réglementaires concernant l’atténuation des répercussions potentielles d’accidents de cette nature.

Protection-incendie – gouvernance

Les centrales nucléaires et les IGD disposent de programmes de protection-incendie en vue de réduire au minimum les risques pour la santé, la sûreté et l’environnement en cas d’incendie. La mise en œuvre de ces programmes permet de s’assurer que chaque titulaire de permis est en mesure d’intervenir avec efficience et efficacité afin de maîtriser les incendies. La protection-incendie s’applique à tous les travaux en lien avec la conception, la construction, l’exploitation et l’entretien des installations nucléaires, y compris les SSC qui soutiennent directement l’installation et la zone protégée.

Ces normes du Groupe CSA exigent des titulaires de permis qu’ils présentent à la CCSN leurs examens périodiques et leurs mises à jour des programmes de protection-incendie et des évaluations de la protection-incendie. De plus, les titulaires de permis doivent soumettre des examens réalisés par des tiers lorsque les modifications proposées sont susceptibles d’avoir une incidence sur les objectifs en matière de protection-incendie. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des évaluations de la conformité des évaluations des risques d’incendie des titulaires de permis, des analyses des arrêts sûrs en cas d’incendie et des examens de la conformité aux codes, ainsi que des évaluations de la conformité des vérifications par des tiers des programmes de protection-incendie et des évaluations annuelles de l’état de la centrale. Pour les centrales nucléaires, le cycle de conformité de base de cinq ans comprend une inspection de type II et quatre inspections sur le terrain qui portent sur la protection-incendie.

Caractérisation du site

La caractérisation de l’emplacement comprend les processus de description des caractéristiques distinctives, des qualités, des caractéristiques physiques et de l’environnement du terrain sur lequel l’installation nucléaire est située.

Conception de l’installation

La conception de l’installation et de ses structures se rapporte à la justesse globale de la conception de l’installation et des structures, lesquelles sont régies par les programmes de conception du titulaire de permis, ainsi qu’un certain nombre de codes et de normes. La CCSN ne réalise aucune activité spécifique pour vérifier la conformité dans ce domaine particulier.

Conception des structures

La conception des structures des centrales nucléaires et des IGD est régie par les programmes de conception des titulaires de permis et un certain nombre de codes et de normes. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des inspections de type II sur la préservation du dimensionnement parasismique et des inspections sur le terrain sur la vérification sismique.

Conception des systèmes

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires.

Systèmes d’alimentation électrique

Les systèmes d’alimentation électrique fournissent le soutien nécessaire à la sûreté d’une centrale nucléaire et jouent un rôle important dans le concept de défense en profondeur. Il est essentiel que les centrales disposent d’une alimentation électrique fiable afin de contrôler les écarts prévus par rapport à l’exploitation normale ainsi que pour alimenter, contrôler et surveiller les centrales pendant tous les types d’événements. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN relatives à la conception du système d’alimentation électrique peuvent comprendre des inspections de type II.

Instrumentation et contrôle

L’instrumentation et le contrôle (I&C) assurent des fonctions de protection, de contrôle et de surveillance pour la sûreté d’une centrale nucléaire. L’I&C se compose d’appareils de mesure, de dispositifs de contrôle et d’appareils d’actionnement. Les dispositifs et les appareils doivent satisfaire aux exigences de sûreté et de fiabilité liées à la défense en profondeur, aux limites et conditions d’exploitation, aux défaillances de cause commune, à la séparation, à la diversité, à l’indépendance, au critère de défaillance unique et à la conception à sûreté intégrée. De plus, l’I&C surveille les variables et les systèmes de la centrale dans les différentes plages pour les états de fonctionnement, les accidents de dimensionnement et les conditions additionnelles de dimensionnement afin de s’assurer que des renseignements adéquats peuvent être obtenus sur l’état de la centrale. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN relatives à l’instrumentation et au contrôle (I&C) peuvent comprendre des inspections de type II et des inspections sur le terrain.

Conception des composants

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires.

Conception du combustible

Les grappes de combustible et les assemblages de combustible sont des exemples importants de conceptions qui sont considérées comme des mesures de sûreté et de réglementation. Les pastilles de combustible et la gaine de combustible agissent comme première et deuxième barrières physiques contre les rejets radioactifs. La protection du combustible au moyen d’une conception robuste, d’opérations contrôlées et d’un programme de surveillance est essentielle pour assurer la protection des travailleurs et du public contre les effets nocifs du rayonnement. Les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation établissent la conception du combustible et les procédures et limites d’exploitation, effectuent des analyses et mettent en œuvre des programmes d’inspection. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant le combustible peuvent comprendre des évaluations de la conformité et l’examen de nouveaux programmes de conception et de vérification du combustible.

Programme d’inspection du combustible

Le rendement des programmes de conception et d’inspection du combustible se caractérise par quatre domaines clés visant le rendement du combustible :

  • l’exploitation dans les limites de combustion et de puissance
  • la prévention et l’atténuation des défauts du combustible
  • la prévention et la détection des conditions anormales du combustible
  • la réduction au minimum des événements opérationnels qui peuvent remettre en cause l’état du combustible

Le personnel de la CCSN surveille l’efficacité de la gestion de ces indicateurs de programme par le titulaire de permis.

Les programmes de combustible dont le rendement est efficace dans ces domaines maintiendront leur combustible à l’intérieur des conditions de dimensionnement et assureront ainsi le maintien de marges adéquates par rapport aux limites des paramètres d’exploitation sûre. Ils empêcheront également le rejet de radioactivité dans le circuit caloporteur primaire et les systèmes auxiliaires, notamment les piscines de combustible usé et les ports de transfert du combustible usé. Les activités visant à soutenir ces domaines clés limitent la dose potentielle reçue par les travailleurs au cours de l’exploitation normale et contribueraient à protéger l’intégrité des deux premières barrières contre le rejet de produits de fission dans des scénarios d’accident.

Câbles

Les câbles sont d’une importance cruciale dans l’exploitation sûre et fiable des centrales nucléaires, notamment en raison de leur utilisation généralisée pour relier les nombreux systèmes importants sur le plan de la sûreté. Les réacteurs nucléaires en exploitation au Canada vieillissent et les câbles sont notamment touchés par le processus de vieillissement.
Les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation mettent en œuvre des programmes de surveillance de l’état des câbles ainsi qu’un programme de gestion du vieillissement des câbles afin d’évaluer la dégradation de leur enveloppe au fil du temps. Bien qu’il n’y ait peut-être pas d’activités régulières de vérification de la conformité de la CCSN pour les câbles au cours du cycle quinquennal, plusieurs inspections comportent des éléments qui couvrent les câbles.

2.6 Aptitude fonctionnelle

Le DSR Aptitude fonctionnelle couvre les activités qui ont une incidence sur l’état physique des SSC afin de s’assurer qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Ce DSR comprend les programmes qui assurent la disponibilité de tout l’équipement pour exécuter la fonction visée par sa conception lorsqu’il doit servir.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que les SSC pour lesquels le rendement peut avoir une incidence sur la sûreté ou la sécurité demeurent disponibles, fiables, efficaces et conformes aux exigences associées à leur conception, aux analyses et aux mesures de contrôle de la qualité.

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les domaines particuliers suivants :

  • Aptitude de l’équipement au service / Performance de l’équipement
  • Entretien
  • Intégrité structurale
  • Gestion du vieillissement
  • Contrôle chimique
  • Inspections et essais périodiques

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme d’aptitude fonctionnelle.

Aptitude fonctionnelle de l’équipement / Performance de l’équipement

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires. La fiabilité des systèmes importants pour la sûreté est un facteur de considération important pour les centrales nucléaires à l’égard de ce domaine particulier. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des inspections de type II du programme de fiabilité des systèmes importants pour la sûreté.

Les programmes de fiabilité des titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation établissent les tendances du rendement des systèmes, notamment en surveillant les paramètres fonctionnels, les registres de l’état de la centrale et les résultats des essais et des inspections. Au besoin, des enquêtes ou des activités d’entretien sont réalisées.

Le REGDOC-3.1.1 exige que chaque titulaire de permis de centrales nucléaires en exploitation présente annuellement à la CCSN un rapport sur les résultats de son programme de fiabilité. Le personnel de la CCSN examine ces rapports pour confirmer la conformité aux exigences réglementaires. Ces rapports comprennent des renseignements sur la fiabilité des systèmes spéciaux de sûreté (SSS), et sur leur disponibilité. La disponibilité se définit comme la fraction du temps pendant lequel un SSS respecte les normes de rendement minimales admissibles. Les objectifs d’indisponibilité sont établis dans le cadre des exigences de conception des SSS, en plus des autres exigences de conception liées à la fiabilité, telles que la séparation et l’indépendance, la sûreté intégrée, le critère de défaillance unique, la redondance et la diversité. Les objectifs d’indisponibilité des SSS sont assignés d’une manière compatible avec les objectifs de sûreté de la centrale nucléaire et dans le but de maintenir un équilibre entre la prévention des événements et leur atténuation. Les objectifs d’indisponibilité sont établis en fonction de la fréquence de la demande, des conséquences de la défaillance et du risque global.

Les titulaires de permis surveillent le rendement ou l’état des SSS par rapport à des objectifs d’indisponibilité (pas plus de 0,001) pour s’assurer que ces systèmes sont en mesure de remplir leurs fonctions prévues. Toutefois, des activités peuvent entraîner des conditions dans lesquelles les SSS ne seront pas en mesure d’atteindre leur objectif d’indisponibilité. Ces activités comprennent, par exemple, l’entretien préventif, les essais et les réparations correctives des composants défectueux (activités imprévues), ainsi que l’occurrence, en cours d’exploitation, d’événements déclencheurs qui posent des défis pour les systèmes et les opérations de la centrale.

Lorsque le rendement ou l’état d’un SSC n’atteint pas les objectifs établis, des mesures correctives appropriées doivent être prises et peuvent comprendre une analyse technique détaillée. Si l’analyse démontre que les objectifs de sûreté et la défense en profondeur sont assurés, il se pourrait qu’aucune mesure corrective immédiate ne soit nécessaire. Toutefois, le titulaire de permis devrait continuer de surveiller étroitement le SSC.

De plus, le programme de fiabilité exige que la disponibilité des systèmes importants pour la sûreté soit confirmée par des activités de surveillance comme les essais et les inspections. Les titulaires de permis font le suivi des essais omis et en font rapport à la CCSN, conformément au REGDOC-3.1.1. Le nombre d’essais omis est une mesure de la capacité d’un titulaire de permis à effectuer avec succès des essais réguliers sur les systèmes liés à la sûreté et à calculer la disponibilité prévue des systèmes.

Entretien

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II et des inspections sur le terrain qui portent sur la planification, le calendrier et l’exécution des travaux d’entretien, ainsi que sur la surveillance des SSC.

Le personnel de la CCSN surveille systématiquement plusieurs indicateurs de rendement en matière de sûreté pour les centrales nucléaires en exploitation, y compris ceux qui doivent faire l’objet d’un rapport conformément au REGDOC-3.1.1, soit le coefficient d’exécution de l’entretien préventif (CEEP), les retards cumulés au chapitre de l’entretien et le nombre de reports des travaux d’entretien préventif.

Le nombre de reports et de retards ne constitue pas en soi une mesure de l’importance sur le plan de la sûreté, puisqu’il y a différents risques associés à l’exécution de différentes activités d’entretien. Par conséquent, ces indicateurs ne font pas l’objet de limites prédéterminées; le personnel de la CCSN suit les tendances et compare les valeurs de ces indicateurs dans les différentes centrales nucléaires avec la moyenne du secteur. Le personnel de la CCSN surveille également le processus de priorisation des activités du titulaire de permis en fonction de l’importance du risque afin de déterminer si un examen réglementaire plus approfondi est justifié. D’après l’évaluation, le personnel de la CCSN pourrait, par exemple, mettre davantage l’accent sur l’entretien au cours des inspections régulières sur le terrain ou ajuster la fréquence des inspections de base du programme de conformité selon la planification ou le calendrier de l’entretien, ou encore procéder à une inspection réactive afin de vérifier les causes et déterminer l’importance des valeurs sur le plan de la sûreté.

Le CEEP quantifie l’efficacité du programme d’entretien préventif afin de réduire au minimum le besoin de recourir à des activités d’entretien correctif pour les systèmes liés à la sûreté.

Les indicateurs de rendement concernant les retards au chapitre de l’entretien correctif, les retards au chapitre de l’entretien déficient et les reports des travaux d’entretien préventif permettent d’établir l’efficacité du programme d’entretien aux centrales nucléaires.

  • Un entretien correctif est nécessaire lorsqu’un SSC fait l’objet d’une défaillance et ne peut plus assurer les fonctions pour lesquelles il a été conçu. Comme l’indique le REGDOC‑3.1.1, les retards cumulés dans l’entretien correctif comprennent tous les travaux d’entretien correctif découlant d’une demande de travail et qui sont inscrits comme travaux non exécutés dans le système de gestion des travaux.
  • Un entretien déficient est prévu lorsque des SSC d’une centrale se dégradent, mais qu’ils peuvent encore remplir les fonctions pour lesquelles ils ont été conçus. Les retards cumulés dans l’entretien déficient comprennent tous les travaux d’entretien déficient découlant d’une demande de travail et qui figurent comme travaux non exécutés dans le système de gestion des travaux.
  • Un entretien préventif reporté dans une centrale nucléaire signifie que la date limite pour ce travail d’entretien a été repoussée, après approbation de la justification technique du report.

Un certain niveau de retard est toujours à prévoir en raison des processus de gestion des travaux normaux et du vieillissement de l’équipement. Bien que les retards dans l’entretien ne soient habituellement pas importants sur le plan de la sûreté, ils peuvent se révéler un indicateur utile de l’efficacité de l’ensemble des activités d’entretien et de l’exploitation de la centrale nucléaire. Le personnel de la CCSN concentre son attention sur les retards au chapitre de l’entretien correctif et les retards au chapitre de l’entretien déficient pour les composants essentiels (c.-à-d. importants sur le plan de la sûreté).

Intégrité structurale

Les titulaires de permis disposent de processus pour surveiller et évaluer l’intégrité structurale, comme l’inspection et l’essai des structures et composants importants pour la sûreté. Ces processus s’appuient sur les résultats des activités de gestion du vieillissement ainsi que d’inspections et d’essais périodiques, qui sont décrites dans les sections suivantes.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires inspectent les composants sous pression et le confinement. Ils surveillent et évaluent également les structures et systèmes de la partie classique de la centrale qui sont importants pour la sûreté. En général, les systèmes sous pression de la partie classique comprennent les systèmes et les composants qui constituent une centrale nucléaire complète, à l’exclusion des systèmes nucléaires.

Le titulaire de permis d’IGD inspecte les conteneurs de stockage à sec (CSS), les modules de stockage à sec (MSS) et les structures de stockage. Par exemple, le titulaire de permis inspecte les soudures de joints d’étanchéité des CSS après leur chargement en combustible, et périodiquement pour déceler toute dégradation liée au vieillissement, et inspecte aussi les murs de l’aire de soudage

Les examens de vérification de la conformité effectués par la CCSN dans le domaine particulier de l’intégrité structurale comprennent des examens des rapports fournis par le titulaire de permis (par exemple, rapports d’exploitation trimestriels, rapports sur les enveloppes sous pression et rapports d’événements des centrales nucléaires, ainsi que les rapports d’inspection et les rapports annuels sur la gestion du vieillissement des CSS).

Gestion du vieillissement

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont mis en œuvre des processus et des programmes afin de tenir compte des facteurs liés au vieillissement qui pourraient influer sur l’état des SSC importants pour la sûreté. Les titulaires de permis gèrent la dégradation connue et plausible des SSC liée au vieillissement afin de prévenir l’érosion des marges de conception et de sûreté.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont des programmes de gestion du vieillissement propres aux composants (appelés habituellement « plans de gestion du cycle de vie » [PGCV]) pour les composants majeurs du circuit caloporteur primaire de leurs réacteurs (c.-à-d. les tuyaux d’alimentation, les tubes de force et les générateurs de vapeur), ainsi que pour les structures internes des réacteurs, les structures de confinement en béton et les structures de génie civil liées à la sûreté de la partie classique de la centrale.

Les PGCV comprennent des exigences structurées et prospectives en matière d’inspection et d’entretien afin de surveiller et d’analyser les effets du vieillissement et toute mesure préventive nécessaire pour réduire au minimum et contrôler la dégradation due au vieillissement. Les titulaires de permis mettent à jour leur PGCV afin d’y intégrer l’OPEX et les résultats de la recherche et les soumettent à la CCSN pour vérification.

Les titulaires de permis d’IGD disposent de plans de gestion du vieillissement pour les CSS afin de tenir compte des mécanismes plausibles de vieillissement et des programmes d’inspection afin d’appuyer la gestion du vieillissement des structures de génie civil.

Les activités de surveillance de la conformité menées par le personnel de la CCSN comprennent des examens des rapports soumis par les titulaires de permis concernant les programmes de gestion intégrée du vieillissement et les PGCV propres aux différents composants et structures.

Canaux de combustible

Les programmes de gestion du vieillissement des tubes de force sont importants pour l’exploitation sûre et continue des centrales nucléaires, car les conditions d’exploitation des canaux de combustible CANDU ont des effets importants sur les propriétés des matériaux. Les activités de gestion du vieillissement des tubes de force comprennent des inspections visant à vérifier l’état des tubes, des activités de surveillance des modifications des propriétés des matériaux et l’élaboration de méthodologies d’évaluation et de lignes directrices pour l’aptitude fonctionnelle

Outre le vieillissement des tubes de force, les PGCV portent sur le vieillissement et le comportement des espaceurs des canaux de combustible, qui maintiennent l’écart entre chaque tube de force et son tube de calandre correspondant. Si un contact se fait entre le tube de force et le tube de calandre, qui est plus froid, il pourrait s’ensuivre la dégradation du tube de force. Les titulaires de permis évaluent la possibilité de déplacement des espaceurs le long des canaux de combustible au fil du temps (ce qui pourrait accroître la probabilité d’un contact entre le tube de force et le tube de calandre), et ils en corrigent le positionnement au besoin.

Recherche sur la gestion du vieillissement

Les titulaires de permis démontrent la capacité d’exploiter les tubes de force en toute sécurité au moyen d’évaluations de l’état actuel et prévu des tubes de force, fondées sur une compréhension des mécanismes de dégradation pertinents. Les activités de recherche ainsi que les programmes d’inspection et d’entretien fournissent des données permettant de valider périodiquement les paramètres d’entrée pour ces évaluations. Afin d’évaluer les mécanismes ou les paramètres qui dépendent du flux neutronique (par exemple, le fluage diamétral des tubes de force), les heures équivalentes pleine puissance (HEPP) sont le meilleur indicateur. La Commission peut approuver de nouvelles limites pour les HEPP des tubes de force dans les centrales nucléaires au fur et à mesure que de nouveaux renseignements sont disponibles; elles sont identifiées comme des critères de vérification de la conformité dans les MCP des centrales nucléaires.

Toutefois, pour les changements en service des propriétés des tubes de force (par exemple, la ténacité à la rupture), la concentration d’hydrogène équivalent (Heq) est plus importante que les HEPP. La ténacité à la rupture est un paramètre important qui est modélisé et utilisé pour évaluer les fuites avant rupture et la protection contre la rupture des tubes de force. Pour des températures inférieures à 250 °C, la concentration de Heq dans les tubes de force constitue un élément critique du modèle de ténacité.

Contrôle chimique

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre une inspection de type II du contrôle chimique et des inspections sur le terrain portant sur l’entreposage de produits chimiques et la mesure en continu. Les activités régulières de vérification de la conformité de la CCSN visant les IGD peuvent comprendre l’examen des rapports d’exploitation des titulaires de permis.

Le personnel de la CCSN surveille également les données des indicateurs de rendement en matière de sûreté liés à la chimie. Le REGDOC-3.1.1 exige que les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation fassent rapport des données sur les indicateurs de rendement « indice chimique » et « indice de conformité chimique ». L’indice chimique reflète le contrôle des paramètres chimiques importants pour l’exploitation de la centrale. L’indice de conformité chimique reflète le contrôle des paramètres chimiques et radiologiques liés à la sûreté dans des conditions d’état d’arrêt garanti et non garanti. Les deux indicateurs représentent le pourcentage moyen de temps pendant lequel les paramètres identifiés sont conformes aux spécifications des titulaires de permis.

Inspections et essais périodiques

Ce domaine particulier s’applique aux centrales nucléaires en exploitation

Les titulaires de permis de centrales nucléaires en exploitation ont des programmes d’inspections et d’essais pour assurer une surveillance continue de l’aptitude fonctionnelle et de l’intégrité structurale des SSC sous pression et des SSC du confinement importants pour la sûreté.

Les titulaires de permis présenté les résultats de ces inspections et de ces essais au personnel de la CCSN, qui vérifie que les titulaires de permis mettent en œuvre efficacement leurs programmes d’inspections et d’essais.

Les titulaires de permis sont également tenus d’avoir des programmes d’inspection pour les systèmes sous pression de la partie classique de la centrale qui ne sont pas visés par la portée des normes du groupe CSA incluses dans le fondement d’autorisation, mais qui pourraient avoir une incidence sur la sûreté de l’exploitation. Les titulaires de permis exécutent Ces programmes en conformément aux meilleures pratiques du secteur. Le personnel de la CCSN surveille les constatations des rapports trimestriels sur les enveloppes sous pression exigés par le REGDOC-3.1.1 et vérifie que les titulaires de permis respectent leurs programmes documentés au moyen d’inspections sur le site.

2.7 Radioprotection

Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit permettre de faire en sorte que la contamination et les doses de rayonnement reçues soient surveillées, contrôlées et maintenues au niveau ALARA (niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre, de l’anglais as low as reasonably achievable).

La protection de la santé et de la sécurité des personnes est assurée par la mise en œuvre d’un programme de radioprotection qui permet de veiller à ce que les doses de rayonnement soient maintenues sous les limites de dose réglementaires, à ce que les mesures en ce sens soient optimisées et à ce que le principe ALARA soit respecté.

Les données sur les doses exposées dans le présent rapport sont fondées sur des registres dosimétriques pour chaque individu contrôlé dans une centrale nucléaire ou une IGD au Canada. Le personnel de la CCSN et analyse les données de ces registres dosimétriques pour la dose collective annuelle [1], la dose efficace moyenne [2], la dose efficace maximale individuelle et la distribution des doses parmi les individus contrôlés.

Le DSR Radioprotection englobe les domaines particuliers suivants :

  • Application du principe ALARA
  • Contrôle des doses aux travailleurs
  • Rendement du programme de radioprotection
  • Contrôle des dangers radiologiques

Conformément au Règlement sur la radioprotection, les titulaires de permis sont tenus de mettre en œuvre un programme de radioprotection. Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de radioprotection qui comprend un ensemble de seuils d’intervention. En matière de radioprotection, un seuil d’intervention est une quantité précise de radionucléides ou un autre paramètre (p. ex., un niveau de contamination) qui, s’il est atteint, pourrait indiquer une perte de contrôle d’une partie du programme de protection de l’environnement du titulaire de permis et la nécessité de prendre des mesures particulières et de les signaler à la CCSN.

Application du principe ALARA

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD mettent en œuvre des mesures de radioprotection pour maintenir les doses aux personnes au niveau ALARA, en tenant compte des facteurs sociaux et économiques, comme l’exige le Règlement sur la radioprotection. Chaque titulaire de permis établit ses propres objectifs de dose ALARA qui sont fondés sur les activités d’exploitation et d’entretien prévues et qui tiennent compte du rendement antérieur.

Chaque titulaire de permis élabore également des projections de doses prospectives et des plans de réduction pour l’exposition collective au rayonnement.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II de l’application du principe ALARA et des inspections sur le terrain. Le personnel de la CCSN examine également les rapports d’exploitation trimestriels des titulaires de permis pour les centrales nucléaires et les IGD, qui comprennent les données de l’indicateur de rendement en matière de sûreté « exposition collective au rayonnement » aux centrales nucléaires, ainsi que les données sur les doses et les tendances des doses (conformément aux documents REGDOC-3.1.1 et REGDOC-3.1.2).

Contrôle des doses des travailleurs

Le Règlement sur la radioprotection exige que tous les titulaires de permis mettent en œuvre un programme de radioprotection pour contrôler et déterminer les doses reçues par les personnes. En plus de maintenir les doses aux personnes en deçà des limites de dose efficace et équivalente, prévues par le Règlement sur la radioprotection, les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont établi des seuils d’intervention pour l’exposition des travailleurs. Le personnel de la CCSN surveille les mesures prises par les titulaires de permis à l’égard des travailleurs touchés par des expositions ou des absorptions non planifiées. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II pendant les arrêts ainsi que des inspections de type II et des inspections sur le terrain. Le personnel de la CCSN examine également les données de l’indicateur de rendement en matière de sûreté « dose imprévue/exposition imprévue » aux centrales nucléaires (présenté conformément au REGDOC-3.1.1).

Rendement du programme de radioprotection

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD mettent en œuvre leurs programmes de radioprotection et cherchent à améliorer le rendement des programmes par l’évaluation et l’analyse comparative. Les titulaires de permis tiennent à jour les documents de programme et les procédures connexes, en tenant compte de l’expérience en exploitation et des pratiques exemplaires de l’industrie. Les programmes des titulaires de permis comprennent des indicateurs de rendement en matière de sûreté afin d’en surveiller le rendement.

Contrôle des dangers radiologiques

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD mettent en œuvre des mesures dans leurs programmes de radioprotection pour surveiller, réduire au minimum et contrôler les dangers radiologiques et prévenir la propagation de la contamination radioactive dans leurs installations. Ces mesures comprennent, sans s’y restreindre, le recours à des systèmes de zonage radiologique, des systèmes de ventilation contrôlant la direction de la circulation de l’air, ainsi que l’utilisation d’équipement de surveillance de l’air ambiant et de surveillance du rayonnement à la limite des zones. Les titulaires de permis établissent des seuils d’intervention pour le contrôle de la contamination. De plus, les titulaires de permis mettent en œuvre des programmes de surveillance en milieu de travail qui protègent les travailleurs, identifient les conditions radiologiques changeantes et veillent à ce que la contamination radioactive soit contrôlée à l’intérieur des limites du site.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II et des inspections sur le terrain. Le personnel de la CCSN examine également les données des indicateurs de rendement en matière de sûreté « événements de contamination du personnel » et « événements de contamination non fixée » aux centrales nucléaires (présentés conformément au REGDOC-3.1.1).

2.8 Santé et sécurité classiques

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité au travail et à protéger le personnel et l’équipement.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que les pratiques et les conditions en matière de santé et de sûreté classiques permettent d’atteindre un niveau élevé de sécurité personnelle.

Le DSR Santé et sécurité classiques comprend les domaines particuliers suivants :

  • Rendement
  • Pratiques
  • Sensibilisation

En vertu du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le titulaire de permis doit prendre toutes les précautions raisonnables pour protéger l’environnement et préserver la santé et la sécurité des personnes. Les permis de centrales nucléaires et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de santé et de sécurité classiques. Les exigences réglementaires spécifiques en matière de santé et sécurité classiques figurent dans les dispositions pertinentes des lois provinciales ou fédérales (Loi sur la santé et la sécurité au travail de l’Ontario, Loi sur les relations de travail de l’Ontario, Loi sur l’hygiène et la sécurité au travail du Nouveau-Brunswick, Loi sur la santé et la sécurité au travail du Québec et Code canadien du travail, Partie II : Santé et sécurité au travail). La CCSN a en place des protocoles d’entente avec les provinces de l’Ontario et du Nouveau‑Brunswick afin de faciliter la coopération en matière de réglementation de la santé et de la sécurité classiques.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections sur le terrain.

Rendement

Ce domaine particulier couvre les processus permettant de surveiller, suivre et déclarer le niveau de sécurité des travailleurs. Au cours des inspections, le personnel de la CCSN consigne les constatations sur les pratiques de sécurité et les mesures de contrôle utilisées pour gérer les dangers classiques. Le personnel de la CCSN surveille également les données pour les indicateurs de rendement « taux de gravité des accidents » (TGA), « fréquence des accidents » (FA) et « taux d’accidents de travail » (ISAR, de l’anglais industrial safety accident rate) aux centrales nucléaires (présentés conformément au REGDOC-3.1.1).

Pratiques

Ce domaine particulier reflète les processus visant à faire en sorte que les gestionnaires et les travailleurs participent activement aux mesures de sécurité, les soutiennent et les appliquent.

Les titulaires de permis établissent des pratiques dans le cadre de leurs politiques et programmes de santé et de sécurité classiques pour protéger les travailleurs contre les dangers physiques, chimiques et autres qui peuvent survenir dans leurs installations. Ils fournissent à la CCSN tout rapport présenté à d’autres organismes de réglementation (par exemple, l’organisme provincial de réglementation en matière de santé et de sécurité au travail).

Pour les installations de l’Ontario et du Nouveau-Brunswick, le personnel de site de la CCSN communique régulièrement avec les bureaux régionaux du ministère provincial du Travail et avec Travail sécuritaire NB, respectivement, pour toute question de santé et de sécurité classiques.

Les travailleurs aux centrales nucléaires et IGD pourraient être exposés à des matières dangereuses et à des dangers liés au travail industriel. Les matières dangereuses peuvent comprendre des gaz comprimés, comme les gaz utilisés pour les travaux de soudage, pour l’extinction des incendies ou pour les appareils de surveillance des émissions. Les autres matériaux comprennent les lubrifiants, les adhésifs, les abrasifs, les solvants, les peintures, les carburants pour les incinérateurs et d’autres fournitures d’entretien et de nettoyage. En outre, les risques associés aux dangers classiques comprennent, par exemple, les dangers associés au contrôle et à la manipulation sécuritaire des articles lourds et volumineux, des échafaudages et des appareils à rayons X classiques pour des raisons de sécurité.

Sensibilisation

Comme au paragraphe 1. La sensibilisation comprend les processus qui permettent de s’assurer que les gestionnaires et les travailleurs ont les connaissances requises pour cerner les risques présents dans le milieu de travail et qu’ils sont au courant des mesures de précaution à prendre.

Comme au paragraphe 2, mais retrait du mot « adéquats ». Les titulaires de permis donnent des cours de formation sur la sécurité à leurs employés et à leurs entrepreneurs. Ces cours portent sur les domaines de sécurité suivants : connaissances générales en matière de santé et de sécurité, radioprotection, protection-incendie, exigences réglementaires et formation sur la sécurité propre à un emploi ou à une tâche précise, ainsi que l’utilisation du Système d’information sur les matières dangereuses utilisées au travail (SIMDUT), lequel fournit des renseignements sur l’utilisation sécuritaire des matières dangereuses et inflammables.

2.9 Protection de l’environnement

Le DSR Protection de l’environnement englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l’environnement.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que le titulaire de permis prend toutes les précautions raisonnables pour protéger l’environnement ainsi que la santé et la sécurité des personnes, notamment en détectant, en contrôlant et en surveillant les rejets de substances radioactives et dangereuses dans l’environnement.

Le DSR Protection de l’environnement comprend les domaines particuliers suivants :

  • Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
  • Système de gestion de l’environnement
  • Évaluation et surveillance
  • Protection des personnes
  • Évaluation des risques environnementaux

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de protection de l’environnement qui comprend un ensemble de seuils d’intervention.

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)

Dans le cadre de l’exploitation normale, les centrales nucléaires et les IGD rejettent des substances radioactives dans l’atmosphère (sous forme d’émissions gazeuses) et dans les plans d’eau (sous forme d’effluents liquides). Les titulaires de permis sont tenus de contrôler les rejets radioactifs dans l’environnement pour s’assurer qu’ils protègent la santé humaine et l’environnement et qu’ils ne dépassent pas les limites réglementaires de rejets. Ces limites sont fondées sur les limites de rejet dérivées (LRD), qui sont des quantités de radionucléides (rejetés sous forme d’émissions atmosphériques ou d’effluents dans l’eau) calculées en fonction de la limite de dose réglementaire de 1 mSv par année. Les centrales nucléaires et les IGD exploitées par le même titulaire de permis sur le même site ont habituellement un seul ensemble de LRD pour les effluents et les émissions combinés des deux installations (l’exception est Bruce Power, qui calcule des LRD distinctes pour les centrales de Bruce-A et de Bruce-B).

Les titulaires de permis établissent et utilisent également des seuils d’intervention environnementale. Un seuil d’intervention est une quantité précise de radionucléides (rejetés sous forme d’émissions dans l’air ou d’effluents dans l’eau) qui, si elle est atteinte, pourrait indiquer une perte de contrôle d’une partie du programme de protection environnementale du titulaire de permis et la nécessité de prendre des mesures particulières et de les signaler à la CCSN.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre l’examen de l’indicateur de rendement « rejets dans l’environnement – radiologiques » aux centrales nucléaires ainsi que des rapports annuels des titulaires de permis qui traitent de la protection de l’environnement.

Système de gestion de l’environnement

Chaque titulaire de permis dispose d’un système de gestion de l’environnement (SGE) pour évaluer les risques environnementaux associés à ses activités nucléaires et s’assurer que ces activités sont menées de manière à prévenir ou à atténuer les effets sur l’environnement. Le SGE comporte des activités telles que l’établissement de cibles et d’objectifs annuels.

Évaluation et surveillance

Aux termes de la LSRN, les titulaires de permis d’installations nucléaires doivent élaborer, mettre en œuvre et tenir à jour un programme de surveillance environnementale dans le but de protéger le public, les travailleurs et l’environnement contre les émissions provenant des activités nucléaires de leurs installations. Ils soumettent les résultats de ces programmes de surveillance à la CCSN pour assurer la conformité à la limite de dose du public de 1 mSv/an pour les substances nucléaires, conformément au Règlement sur la radioprotection, et la conformité aux limites applicables pour les substances dangereuses conformément aux approbations de conformité environnementale associées à la législation municipale, provinciale et fédérale.

Comme il a été mentionné ci-dessus, les titulaires de permis de centrale nucléaire et d’IGD sont tenus de présenter à la CCSN des rapports annuels portant sur la protection de l’environnement. Les titulaires de permis surveillent régulièrement les eaux souterraines autour de tous les sites et soumettent les résultats régulièrement à la CCSN.

Programme indépendant de surveillance environnementale

En complément aux activités de conformité régulières, la CCSN a mis en œuvre son propre Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE). Ce programme consiste à prélever des échantillons dans des aires accessibles au public autour des installations, ainsi qu’à mesurer la quantité de substances radiologiques et dangereuses qui se trouvent dans ces échantillons. Des échantillons peuvent être prélevés pour l’air, l’eau, le sol, les sédiments, la végétation et certains aliments comme la viande et les fruits et légumes.

De plus, une surveillance à l’échelle régionale est exercée par d’autres organismes gouvernementaux autour des centrales nucléaires, et la CCSN en tient compte pour évaluer la protection de la santé du public et de l’environnement. Il s’agit notamment du Programme de surveillance de l’eau potable du ministère de l’Environnement, de la Conservation et des Parcs de l’Ontario, du Programme de surveillance des installations nucléaires du ministère du Travail, de la Formation et du Développement des compétences de l’Ontario, ainsi que du Réseau de surveillance radiologique et du Réseau de surveillance en poste fixe de Santé Canada. Ces programmes confirment eux aussi que l’environnement autour des sites est bien protégé et qu’il n’y a pas d’impact prévu sur la santé.

Protection des personnes

Ce domaine particulier vise à faire en sorte que les membres du public ne soient pas exposés à des risques déraisonnables en ce qui concerne les substances dangereuses rejetées par les installations. Le personnel de la CCSN surveille régulièrement les données des titulaires de permis pour l’indicateur de rendement « déversements » (présenté conformément au REGDOC‑3.1.1). La section 7 traite séparément de la dose au public.

Évaluation des risques environnementaux

L’évaluation des risques environnementaux (ERE) est un processus systématique utilisé par les titulaires de permis pour déterminer, quantifier et caractériser le risque posé par les contaminants (substances nucléaires et dangereuses) et les facteurs de stress physique dans l’environnement pour les récepteurs humains et non humains (biologiques). L’ERE du demandeur ou titulaire de permis fournit des renseignements scientifiques pour éclairer les programmes de surveillance et appuyer la prise de décisions réglementaires en vertu de la LSRN.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD mettent à jour leurs ERE selon un cycle de cinq ans, ou plus fréquemment si des changements majeurs aux installations sont proposés, ou encore si la science sur laquelle les conclusions sont fondées change.

Les titulaires de permis de centrales nucléaires ont élaboré et mis en œuvre des programmes pour s’assurer que les poissons soient protégés contre les effets du rejet thermique de l’eau de refroidissement et des prélèvements d’eau par les prises d’eau (c.-à-d. impaction et entraînement), et pour vérifier que des mesures sont en place afin de s’assurer que les risques pour les poissons et leurs populations demeurent acceptables. Ce travail est effectué à la demande du personnel de la CCSN, avec l’avis et le soutien d’organismes et ministères, dont Pêches et Océans Canada et Environnement et Changement climatique Canada, par l’intermédiaire de protocoles d’entente avec ceux-ci.

Dose estimée au public

Le Règlement sur la radioprotection exige que tous les titulaires de permis maintiennent les doses pour les travailleurs des secteurs non nucléaires en deçà des limites de dose efficace et équivalente. Les doses estimées au public sont calculées en fonction des émissions atmosphériques et des rejets liquides mesurés.

2.10 Gestion des urgences et protection-incendie

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les plans d’intervention d’urgence et les programmes de préparation aux situations d’urgence pour la gestion des urgences radiologiques, nucléaires et classiques. Il couvre également les résultats de la participation à des exercices d’intervention d’urgence.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que des mesures sont en place en matière de préparation aux situations d’urgence et de capacités d’intervention en cas d’incendie pour prévenir et atténuer les répercussions de rejets de substances nucléaires et dangereuses sur le site et à l’extérieur de celui-ci ainsi que les dangers d’incendie afin de protéger les travailleurs, le public et l’environnement.

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie comprend les domaines particuliers suivants:

  • Préparation et intervention en cas d’urgence classique
  • Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire
  • Préparation et intervention en cas d’incendie

En ce qui concerne le domaine particulier de la lutte contre l’incendie, seul le rendement du corps de pompiers industriel est analysé dans le présent DSR. Les problèmes de conception sont décrits à la section 5.

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de préparation aux situations d’urgence.

Préparation et intervention en cas d’urgence classique

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD maintiennent des capacités de préparation et d’intervention en cas d’urgence classique pour gérer les situations d’urgence potentielles, comme les blessures physiques, les rejets de substances chimiques, les rejets d’énergie non contrôlés (par exemple, la vapeur, l’électricité ou les gaz comprimés), les défaillances d’équipement, les réponses en cas de pandémie et les conditions météorologiques extrêmes. Les titulaires de permis disposent de programmes de sécurité et d’intervention d’urgence pour réduire au minimum la probabilité d’occurrence et les conséquences des urgences dues aux dangers classiques. Ces programmes couvrent la formation, les obstacles, les procédures, les processus et l’intervention d’urgence pour assurer la mise en œuvre d’une approche et d’une intervention planifiée, coordonnée et contrôlée de la sécurité classique.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre une inspection de type II de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence et des inspections sur le terrain des installations et de l’équipement d’intervention d’urgence.

Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD disposent de programmes de préparation aux situations d’urgence qui définissent les concepts, les structures, les rôles et les ressources nécessaires pour mettre en œuvre et maintenir une capacité efficace d’intervention en cas d’urgence nucléaire. Les programmes définissent la manière dont les installations nucléaires et les autres organisations visées se préparent aux interventions en cas d’urgence (y compris les urgences nucléaires ou radiologiques, tant sur le site qu’hors site), afin de protéger les travailleurs, le public et l’environnement. Un programme efficace de préparation aux situations d’urgence fait en sorte que des dispositions sont prises pour assurer une intervention rapide, coordonnée et efficace en cas d’urgence.

Chaque titulaire de permis tient compte de sa capacité d’intervention dans son plan d’intervention en cas d’urgence nucléaire, qui englobe à la fois la préparation aux situations d’urgence et les mesures d’intervention d’urgence. Il s’assure que les capacités d’intervention d’urgence appropriées ont été établies et sont maintenues afin d’assurer une intervention efficace en cas d’urgence nucléaire. Le plan est fondé sur la planification faite par le titulaire de permis et couvre autant les événements de dimensionnement que les événements hors dimensionnement.

Les plans d’urgence nucléaire des titulaires de permis comprennent des mesures pour gérer les urgences sur le site ainsi que des mesures qui soutiennent la planification, la préparation et les interventions en cas d’urgences hors site. Le plan d’urgence de chaque titulaire de permis est propre à son site et à son organisation. Cependant, tous les plans d’urgence comprennent habituellement ce qui suit:

  • la documentation du plan d’urgence
  • le fondement de la planification d’urgence
  • la sélection et les qualifications du personnel
  • l’organisation de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence
  • les niveaux de dotation
  • la formation et les manœuvres et exercices d’urgence
  • les installations et l’équipement d’urgence
  • les procédures d’urgence
  • l’évaluation de la capacité d’intervention d’urgence
  • l’évaluation des accidents
  • l’activation et la suspension des mesures d’urgence
  • la protection du personnel et de l’équipement de l’installation nucléaire
  • les ententes de collaboration avec les organismes hors site
  • les ententes avec d’autres organismes ou parties pour obtenir de l’aide
  • le programme de rétablissement
  • le programme d’information publique
  • le programme d’éducation du public

Les plans d’urgence s’appuient sur une approche hiérarchique qui comprend le titulaire de permis, les autorités municipales locales, le gouvernement provincial ou territorial et le gouvernement fédéral. Des renseignements généraux sur l’apport de chacune de ces parties intéressées sont présentés à l’annexe A.

Dans le cadre de leurs programmes de préparation aux situations d’urgence, les titulaires de permis réalisent chaque année diverses activités de formation, d’entraînement et d’exercices de préparation aux urgences, pour s’assurer que leurs sites mettent des mécanismes adéquats et robustes de notification et d’intervention en cas d’urgence à la disposition de leur propre personnel ou des services d’urgence aux alentours avec lesquels ils ont conclu des protocoles d’entente ou des accords.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre l’inspection de type II de la préparation et de l’intervention en cas d’urgence et l’inspection de type II des exercices et entraînements dans le domaine de la gestion des accidents. Le programme de base peut comprendre :

  • inspections sur le terrain des installations et de l’équipement d’intervention d’urgence
  • inspections sur le terrain du déploiement de l’équipement d’atténuation en cas d’urgence
  • inspections sur le terrain de l’équipement et des services de soutien hors site
  • inspections sur le terrain des exercices d’urgence

Pour les centrales nucléaires, le personnel de la CCSN évalue également les indicateurs de rendement en matière de sûreté « indice de rendement en cas d’urgences radiologiques », « indice de participation aux exercices de l’organisation d’intervention d’urgence » et « indice d’achèvement des ressources en intervention d’urgence » (présentés conformément au REGDOC‑3.1.1).

Préparation et intervention en cas d’incendie

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de protection-incendie. Ce programme réduit au minimum à la fois la probabilité d’occurrence et les conséquences d’un incendie dans leurs installations. Il établit les procédures et les processus permettant de démontrer une approche planifiée, coordonnée et contrôlée de la protection-incendie. La capacité d’intervention en cas d’incendie est maintenue grâce à divers accords. Le titulaire de permis intègre les résultats des constatations et des observations de la CCSN sur la conformité ainsi que les recommandations découlant des examens effectués par des tiers dans le programme d’exercices et de formation.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires et les IGD peuvent comprendre des évaluations de la conformité des évaluations des risques d’incendie des titulaires de permis, des analyses des arrêts sûrs en cas d’incendie et des examens de la conformité aux codes, ainsi que des vérifications par de tierces parties des programmes de protection-incendie et des évaluations annuelles de l’état de la centrale. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II de l’intervention en cas d’incendie, des inspections sur le terrain des exercices de la brigade d’incendie et des inspections sur le terrain des installations et de l’équipement d’intervention en cas d’incendie.

2.11 Gestion des déchets

Le DSR Gestion des déchets englobe les programmes internes relatifs aux déchets qui font partie des opérations de l’installation, jusqu’à ce que les déchets soient retirés de l’installation. Ce DSR couvre également la planification en vue du déclassement futur de l’installation.

L’objectif de rendement de ce DSR consiste à faire en sorte que :

  • Un programme de gestion des déchets propre à l’installation et au flux de déchets est élaboré, mis en œuvre et vérifié intégralement afin de contrôler et de réduire le plus possible le volume de déchets nucléaires découlant des activités autorisées
  • La gestion des déchets constitue un élément clé de la culture d’entreprise et de la culture de sûreté du titulaire de permis
  • Un plan de déclassement est tenu à jour

Le DSR Gestion des déchets comprend les domaines particuliers suivants :

  • Caractérisation des déchets
  • Réduction des déchets
  • Pratiques de gestion des déchets
  • Plans de déclassement

Le REGDOC-2.11, Cadre de gestion des déchets radioactifs et du déclassement au Canada, de la CCSN définit les déchets radioactifs comme toute matière (liquide, gazeuse ou solide) qui contient une substance nucléaire radioactive, au sens de l’article 2 de la LSRN, et que le propriétaire a déclarée comme étant un déchet. En plus de contenir des substances nucléaires, les déchets radioactifs peuvent aussi contenir des substances dangereuses non radioactives.

En vertu du cadre national canadien pour la gestion des déchets radioactifs, les propriétaires de déchets sont tenus de gérer ceux-ci d’une manière sûre et sécuritaire et de prendre des dispositions pour en assurer la gestion à long terme.

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de gestion des déchets. Les programmes de gestion des déchets des titulaires de permis décrivent comment tous les flux de déchets sont gérés tout au long de leur cycle de vie, de leur production jusqu’à leur évacuation. Cela comprend la production, la manutention, le traitement, le transport, le stockage et l’évacuation des déchets.

Caractérisation des déchets, minimisation des déchets et pratiques de gestion des déchets

Des programmes visant les déchets « probablement propres » sont en place aux centrales nucléaires et aux IGD afin de séparer à la source les déchets qui ne sont probablement pas radioactifs, de manière à réduire au minimum la production de DFA dans ces installations.

Comparativement aux opérations des centrales nucléaires, les activités de gestion des déchets réalisées dans les IGD génèrent une quantité minimale de déchets radioactifs.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN visant les centrales nucléaires pour ce DSR peuvent comprendre des inspections sur le terrain. Elles comprennent également l’évaluation de l’indicateur de rendement en matière de sûreté « déchets solides radioactifs de faible et de moyenne activité générés » (présenté conformément au REGDOC-3.1.1).

Plans de déclassement

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un plan de déclassement. Le déclassement vise à mettre définitivement hors service une installation nucléaire d’une manière qui préserve la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et de la population en général et qui protège l’environnement. Le déclassement consiste à retirer du site les matières radioactives et autres matières dangereuses et à remettre le site dans un état final convenu.

La planification du déclassement est un processus continu, qui se déroule à chaque étape du cycle de vie d’une installation. Conformément au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, les titulaires de permis élaborent des plans préliminaires de déclassement (PPD) pour les étapes du cycle de vie des installations qui précèdent le déclassement. Le PPD constitue le fondement de l’estimation des coûts et de la garantie financière, qui donne l’assurance que des fonds seront disponibles lorsque l’installation sera prête à être déclassée. Un plan de déclassement détaillé (PDD) est élaboré avant le déclassement, à l’appui d’une demande de permis à cet effet.

Les titulaires de permis sont tenus de réviser les PPD et les garanties financières connexes tous les cinq ans ou à la demande de la Commission. Dans le cas des centrales nucléaires, la stratégie de déclassement proposée prévoit une période de stockage prolongée sous surveillance, après la fin des opérations normales. Cette période serait visée par un permis de la CCSN et durerait trois ou quatre décennies avant le début du démantèlement actif, ce qui permettrait la désintégration radioactive et le stockage sûr de l’équipement de démantèlement. Par ailleurs, la stratégie de déclassement des IGD consiste à procéder immédiatement à leur déclassement, les activités de démantèlement commençant dès que les déchets sont transférés dans un dépôt permanent.

2.12 Sécurité

Le DSR Sécurité couvre les programmes que les titulaires de permis sont tenus de mettre en œuvre à l’appui des exigences énoncées dans le Règlement sur la sécurité nucléaire, les documents connexes d’application de la réglementation, les ordres ainsi que les attentes concernant leurs installations ou activités.

L’objectif de rendement de ce DSR est de prévenir la perte, le vol ou le sabotage de matières nucléaires ou le sabotage d’une installation autorisée.

Le DSR Sécurité comprend les domaines particuliers suivants :

  • Installations et équipement
  • Arrangements en matière d’intervention
  • Pratiques en matière de sécurité
  • Entraînements et exercices
  • Cybersécurité

Conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, les titulaires de permis sont tenus de prendre toutes les précautions raisonnables pour maintenir la sécurité de leurs installations. Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de sécurité. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des évaluations de la conformité des rapports de sécurité trimestriels des titulaires de permis (pour les centrales nucléaires, conformément au REGDOC-3.1.1) et des rapports d’exploitation trimestriels (pour les IGD, conformément à leurs MCP).

Installations et équipement

Le Règlement sur la sécurité nucléaire établit des exigences de sécurité particulières relatives aux installations et à l’équipement associés aux centrales nucléaires et aux matières nucléaires de catégorie I, II et III.

Arrangements en matière d’intervention

Le Règlement sur la sécurité nucléaire établit les exigences relatives à la force d’intervention nucléaire interne et aux ententes avec les forces d’intervention hors site.

Pratiques en matière de sécurité

Le Règlement sur la sécurité nucléaire établit les exigences relatives à la prévention et à la détection des intrusions et à l’autorisation de l’accès légitime aux zones sécurisées. Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD disposent de programmes et de procédures visant à contrôler l’accès aux installations, aux matières nucléaires et aux renseignements réglementés.

Exercices et entraînements

Le Règlement sur la sécurité nucléaire établit les exigences relatives aux exercices et aux entraînements auxquels participent les forces d’intervention nucléaire interne et hors site. Les titulaires de permis disposent de programmes d’exercices et d’entraînements pour valider leurs programmes de sécurité, assurer le respect de la réglementation et cerner les domaines d’amélioration dans leurs opérations de sécurité, y compris les exercices avec la participation de services d’intervention hors site.

Cybersécurité

Les titulaires de permis de centrales nucléaires tiennent à jour des programmes de cybersécurité afin de protéger les biens cybernétiques essentiels contre les cyberattaques. Les activités de vérification de la conformité de la CCSN en matière de cybersécurité aux centrales nucléaires peuvent comprendre des inspections de type II.

2.13 Garanties et non-prolifération

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les programmes et les activités nécessaires à la mise en œuvre réussie des obligations du Canada découlant des accords de garanties entre le Canada et l’AIEA et des autres mesures découlant du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que le titulaire de permis se conforme aux mesures requises afin de satisfaire aux obligations internationales du Canada en matière de garanties, à savoir :

  • présentation en temps opportun de rapports et de renseignements précis
  • fourniture d’un accès et d’une aide aux inspecteurs de l’AIEA pour qu’ils puissent mener leurs activités de vérification
  • soumission de renseignements opérationnels annuels et de renseignements exacts sur la conception des structures, des processus et des procédures de la centrale nucléaire
  • élaboration et mise en œuvre satisfaisante de procédures appropriées relatives aux garanties de l’installation
  • démonstration de la capacité, confirmée par des évaluations de la CCSN sur le site, de respecter toutes les exigences à l’appui des vérifications de l’inventaire des matières

Le DSR Garanties et non-prolifération comprend les domaines particuliers suivants :

  • Contrôle et comptabilité des matières nucléaires
  • Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA
  • Renseignements sur les opérations et la conception
  • Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance
  • Importation et exportation

Conformément au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le titulaire de permis doit prendre toutes les mesures nécessaires pour aider le Canada à respecter tout accord relatif aux garanties qui s’applique. De plus, les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme de garanties. La portée du programme de non-prolifération se limite au suivi et à la déclaration des obligations à l’étranger et de l’origine des matières nucléaires.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN dans le cadre de ce DSR peuvent comprendre les inspections sur le terrain, les activités sur le terrain liées à la conformité (habituellement au cours de la plupart des inspections planifiées de l’AIEA) et les examens réguliers de l’information sur la comptabilité des matières nucléaires, l’exploitation et la conception.

Contrôle et comptabilité des matières nucléaires

Conformément à leurs fondements d’autorisation, les titulaires de permis de centrale nucléaire et d’IGD sont tenus de déclarer les quantités de matières nucléaires présentes dans des zones définies et les variations dans ces quantités. Cela comprend la mesure des matières nucléaires, la tenue de registres, la préparation et la présentation de rapports de comptabilisation, ainsi que la vérification des renseignements de comptabilisation.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN peuvent comprendre des examens du respect des délais et du contenu des rapports de comptabilité des matières nucléaires des titulaires de permis.

Accès de l’AIEA et assistance à l’AIEA

Conformément à leurs fondements d’autorisation, les titulaires de permis de centrale nucléaire et d’IGD sont tenus de fournir un accès et une assistance aux inspecteurs de l’AIEA afin de permettre à l’AIEA de vérifier les déclarations du Canada fournies à l’AIEA. Les activités de l’AIEA comprennent des inspections et des visites de l’installation et de l’entretien de l’équipement en matière de garanties de l’AIEA. Les inspections de l’AIEA, qui comprennent des vérifications annuelles de l’inventaire physique et des inspections à court préavis et inopinées, visent à vérifier des inventaires ou des transferts de matières nucléaires précis. L’AIEA procède également à la vérification des renseignements descriptifs fournis par les installations et effectue aussi à l’occasion des visites d’accès complémentaires à ces installations. Le but de ces activités de l’AIEA est de vérifier l’inventaire de matières nucléaires et de confirmer l’absence de matières et d’activités nucléaires non déclarées.

Renseignements sur les opérations et la conception

Conformément à leurs fondements d’autorisation, les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD sont tenus de soumettre à la CCSN les renseignements concernant l’exploitation et la conception ainsi que les renseignements visés par le protocole additionnel aux accords relatifs aux garanties entre le Canada et l’AIEA. Le personnel de la CCSN examine les renseignements fournis pour en vérifier l’actualité, l’exactitude et l’exhaustivité.

Équipement en matière de garanties, confinement et surveillance

Conformément à leurs fondements d’autorisation, les titulaires de permis de centrale nucléaire et d’IGD sont tenus d’installer de l’équipement en matière de garanties sur le site autorisé ou de faciliter l’installation de cet équipement par l’AIEA (par exemple, caméras, sceaux et appareils de surveillance du combustible usé de l’AIEA) et de fournir les services requis pour l’utilisation de cet équipement, conformément aux spécifications fournies. Le personnel de la CCSN s’assure que le soutien fourni par les titulaires de permis répond aux exigences de l’AIEA.

Importation et exportation

Les centrales nucléaires et les IGD doivent être titulaires d’un permis distinct de leur permis d’exploitation pour l’importation et l’exportation de substances, d’équipement et de renseignements nucléaires contrôlés désignés dans le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire.

2.14  Emballage et transport

Le DSR Emballage et transport englobe les programmes qui portent sur l’emballage et le transport sûrs des substances nucléaires à destination et en provenance des installations autorisées.

L’objectif de rendement de ce DSR est de s’assurer que les substances nucléaires sont emballées et transportées de façon Sûre.

Le DSR Emballage et transport comprend les domaines particuliers suivants :

  • Conception et entretien des colis
  • Emballage et transport
  • Enregistrement aux fins d’utilisation

Les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD ont en place des programmes afin d’assurer le respect du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses pour tous les envois de substances nucléaires à destination et en provenance de leurs installations.

Tous les titulaires de permis sont tenus de donner une formation appropriée à leur personnel chargé de la manutention et du transport des marchandises dangereuses et de délivrer un certificat de formation à ces travailleurs, conformément au Règlement sur le transport des marchandises dangereuses. Les substances nucléaires provenant des centrales nucléaires et des IGD doivent être transportées dans des colis conformes aux exigences réglementaires. De plus, tous les titulaires de permis qui utilisent un colis dont la conception est homologuée doivent enregistrer l’utilisation du colis auprès de la CCSN.

Bien que le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) ne s’applique pas aux transferts de colis sur le site, les titulaires de permis de centrales nucléaires et d’IGD assurent un niveau de sûreté équivalent à celui exigé pour le transport hors site dans le but de préserver la santé et la sécurité des travailleurs et du public ainsi que de protéger l’environnement.

Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme d’emballage et de transport.

Les activités de vérification de la conformité de la CCSN dans ce DSR peuvent comprendre des inspections sur le terrain.

2.15 Autres questions d’intérêt réglementaire

Les évaluations de la conformité et du rendement des centrales nucléaires et des IGD portent régulièrement sur d’autres questions d’intérêt réglementaire, y compris les mesures prises par les titulaires de permis en matière d’information et de divulgation publiques, de consultation et de mobilisation des Autochtones et de garanties financières. D’autres domaines, comme l’assurance‑responsabilité nucléaire et l’évaluation environnementale, peuvent également être abordés.

Programmes d’information et de divulgation publiques

La disponibilité et la clarté de l’information portant sur les activités nucléaires sont essentielles pour établir un climat d’ouverture, de transparence et de confiance entre le titulaire de permis et le public. Les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour un programme d’information et de divulgation publiques. Le titulaire de permis est tenu d’appuyer le programme au moyen d’un protocole de divulgation rigoureux et de répondre aux besoins des parties intéressées et des collectivités locales.

Consultation et mobilisation des Autochtones

Le personnel de la CCSN s’est engagé à établir des relations à long terme avec les groupes autochtones qui s’intéressent à la réglementation des installations nucléaires présentes sur leur territoire traditionnel ou visé par un traité. Les pratiques de mobilisation des Autochtones de la CCSN, qui comprennent l’échange d’information et le soutien financier pour permettre aux peuples autochtones de participer de façon significative aux séances de la Commission et aux activités de réglementation courantes, sont conformes aux principes de respect de l’honneur de la Couronne et de réconciliation avec les communautés autochtones. Conformément à l’obligation qu’a la Couronne de consulter communautés autochtones, la CCSN confirme également que les titulaires de permis réalisent des activités de mobilisation significatives auprès de ces communautés.

Assurance en matière de responsabilité nucléaire

Comme le permet la LSRN, les permis de centrale nucléaire et d’IGD sont assortis d’une condition exigeant que le titulaire de permis tienne à jour une garantie financière pour le déclassement acceptable aux yeux de la Commission.

Annexe A - Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire – Responsabilités et information connexe

Intervention en cas d’urgence nucléaire au Canada

Au Canada, les interventions en cas d’urgence nucléaire sont une responsabilité partagée entre les divers paliers de gouvernement, le secteur privé, les organisations non gouvernementales et les citoyens. Conformément aux orientations et aux exigences de l’AIEA, les responsabilités d’une intervention en cas d’urgence nucléaire au Canada sont subdivisées en interventions sur le site et hors site.

L’intervention sur le site concerne toutes les actions et les mesures prises à l’intérieur des limites du site de l’installation autorisée, tandis que l’intervention hors site concerne les actions et les mesures prises à l’extérieur et au-delà des limites du site autorisé. Ces deux catégories d’intervention exigent des rôles et des responsabilités spécifiques des différentes parties intéressées, et puisqu’elles sont étroitement liées, elles nécessitent également une coordination entre tous les paliers de gouvernement et le titulaire de permis de la CCSN.Par exemple :

  • Les titulaires de permis de la CCSN sont responsables de l’intervention en cas d’urgence nucléaire sur le site et des urgences pouvant survenir hors site.
  • Les gouvernements provinciaux sont responsables des mesures d’intervention hors site en cas d’urgence nucléaire.
  • À la demande du gouvernement provincial, le gouvernement fédéral peut fournir une assistance à la province.

Tous les paliers de gouvernement et la CCSN ont mis en place des plans d’intervention en cas d’urgence nucléaire. Ces plans incluent des installations opérationnelles dotées de l’équipement et du personnel nécessaires pour coordonner et diriger les interventions en cas d’urgence nucléaire. En outre, tous les titulaires de permis de la CCSN ont en place des mesures ou des plans pour intervenir efficacement en cas urgence. La CCSN exerce une surveillance réglementaire des interventions déployées par le titulaire de permis en cas d’urgence nucléaire.

Titulaires de permis

Au Canada, les titulaires de permis de la CCSN sont l’autorité responsable de la gestion et de la mise en œuvre des mesures d’urgence sur le site, conformément à leurs plans et procédures d’intervention en cas d’urgence approuvés par la CCSN. Cela signifie que le titulaire de permis est directement responsable des activités suivantes :

  • déterminer et évaluer l’importance de l’urgence sur le plan de la sûreté
  • contrôler l’urgence et en atténuer les conséquences
  • avertir les autorités hors site et la CCSN et coordonner son action avec elles
  • aviser la CCSN conformément aux règlements et aux conditions de permis applicables
  • recommander des mesures de protection à prendre hors site
  • informer le public des mesures prises et des conditions sur le site (p. ex., état du réacteur).

Les stratégies de communication et d’alerte comprennent des sirènes (à proximité immédiate des centrales nucléaires), des systèmes de numérotation téléphonique automatisée et des systèmes mobiles de sonorisation montés sur véhicule, des messages dans les médias (radio et télévision), de l’information sur les sites Web, des alertes par courriel et, dans certaines régions, des avis porte-à-porte.

Gouvernements provinciaux, territoriaux ou municipaux

Si l’urgence a des conséquences à l’extérieur du site, le gouvernement provincial/territorial ou l’administration municipale est l’autorité responsable de l’application des mesures d’urgence hors du site.

Les gouvernements provinciaux et territoriaux sont l’autorité principale chargée de protéger la santé et la sécurité du public, la propriété et l’environnement sur leur territoire. Ils sont aussi l’autorité devant informer le public sur l’application des mesures de protection et les conditions hors site.

Les provinces déterminent les besoins en matière de mesures de protection et elles en dirigent la mise en œuvre, ce qui peut comprendre les mesures suivantes :

  • mise à l’abri
  • évacuation
  • ingestion de comprimés de KI
  • mesures de contrôle de l’ingestion

Les provinces assurent également, en coordination avec les municipalités, que des arrangements sont en place pour :

  • faciliter la disponibilité de comprimés de KI
  • établir des centres d’accueil et d’évacuation pour accueillir les personnes évacuées
  • établir des centres de travailleurs d’urgence afin d’assurer leur radioprotection

Les provinces disposent de mécanismes pour assurer la communication et la coordination des interventions entre les parties intéressées pendant une situation d’urgence. Les paragraphes suivants décrivent les arrangements en place pour l’Ontario

Le Centre provincial des opérations d’urgence (CPOU) est chargé de diffuser de l’information à ses membres et aux entités de gestion des urgences. Le CPOU est également chargé de fournir de l’information aux ministères et aux collectivités qui participent indirectement aux opérations d’urgence de la province.

La figure 1 décrit les divers produits d’information que le CPOU élabore et distribue aux organismes d’urgence pertinents, selon la situation. (Remarque : Le sigle anglais ERO signifie « emergency response organization » [organisation d’intervention d’urgence].)

Description
Rapport de situation quotidien intégré
  • Produit quotidiennemnt à tous les paliers d'intervention
  • Sommaire de toutes les menaces réelles ou potentielles ainsi que des situations d'urgence en cours
  • Communiqué à un grand nombre de parties intéressées
SGI 201-Compte rendu de l'incident
  • Produit une seule fois au début de l'incident
  • Sommaire de la situation d'urgence et des mesures d'intervention initiales
  • Communiqué à l'OIU provinciale
SGI 209-Sommaire de l'état de l'incident
  • Produit au moins une fois par période d'exploitation
  • Mise à jour sur les événements survenus depuis le dernier produit d'information
  • Communiqué à l'OIU provinciale

Gouvernement fédéral

En vertu de la Loi sur la gestion des urgences, le ministre de la Sécurité publique est responsable de la coordination de l’intervention du gouvernement du Canada (GC) en cas d’urgence. Le Plan fédéral d’intervention d’urgence (PFIU) est le plan d’intervention « tous risques » du GC.Le Plan fédéral en cas d’urgence nucléaire (PFUN) est une annexe du PFIU, qui décrit les mesures supplémentaires et particulières nécessaires, à l’échelle interministérielle et intergouvernementale, pour faire face aux risques sanitaires associés à une urgence radiologique ou nucléaire.

Durant une intervention intégrée du GC face à une urgence nucléaire sous l’égide du PFIU/PFUN, tous les paliers de gouvernement ainsi que les différents organismes et organisations ont la responsabilité de dresser et d’appliquer des plans d’intervention pour atténuer les conséquences et les effets qui se manifestent en dehors des limites de l’installation nucléaire autorisée par la CCSN. Le titulaire de permis assure l’intervention à l’intérieur des limites de son installation.

Une intervention intégrée du GC est nécessaire dans les circonstances suivantes :

  • une province ou un territoire demande l’aide du gouvernement fédéral pour faire face à une urgence
  • une situation d’urgence relève de plusieurs instances ou institutions gouvernementales et requiert une intervention coordonnée
  • une situation d’urgence touche directement des biens, des services, des employés, des pouvoirs conférés par la loi ou des responsabilités du gouvernement fédéral, ou compromet la confiance envers le gouvernement
  • une situation d’urgence touche d’autres éléments d’intérêt national

Affaires mondiales Canada (AMC) est également responsable des liaisons avec la communauté internationale et les missions diplomatiques au Canada, de l’aide aux Canadiens à l’étranger, ainsi que de la coordination et de l’intervention nationale en cas d’urgences nucléaires survenant dans des pays étrangers, mais ayant une incidence sur le Canada.

CCSN

Dans le cas d’urgences nucléaires impliquant des installations et des substances autorisées, la CCSN :

  • assure la surveillance réglementaire des activités du titulaire de permis (contrôle, évaluation des mesures de protection recommandées, conseils, assistance et, au besoin, orientation sous la forme de directives et d’ordres)
  • effectue une évaluation indépendante des conditions sur le site et des conséquences potentielles hors site, afin de définir ou de confirmer les recommandations du titulaire de permis quant aux mesures de protection qui pourraient être nécessaires
  • participe, à titre d’organisme fédéral, à l’intervention de l’ensemble du gouvernement en cas d’urgence nucléaire, conformément aux exigences du PFIU et du PFUN

Dans le cas d’urgences nucléaires n’impliquant pas de substances autorisées, la CCSN soutient les mesures d’intervention prises en vertu du PFIU ou du PFUN. Cette fonction inclut notamment une assistance technique et un soutien à l’organisation responsable, dans le cadre des pouvoirs et des responsabilités de la CCSN.

Les inspecteurs de la CCSN, y compris les inspecteurs chargés de vérifier l’état de préparation aux situations d’urgence, effectuent régulièrement des inspections pour confirmer que les programmes de préparation aux situations d’urgence des titulaires de permis continuent d’être intégralement mis en œuvre et fonctionnels.

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