Sommaires des rapports de recherche 2002–2003

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RSP-0152 – Projet international d’échange de données sur les causes communes : Préparation des données à soumettre au centre d’échange de données

Dans le présent rapport, on décrit les activités réalisées et les méthodes utilisées pour la présentation initiale des données du Canada dans le cadre du Projet international d’échange de données sur les causes communes (projet ICDE). Ce projet international a été élaboré par l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE) pour encourager la coopération multilatérale dans la collecte et l’analyse de données relatives aux défaillances d’origine commune survenues dans des centrales nucléaires. La CCSN a réalisé son propre projet de collecte de données relatives aux centrales nucléaires canadiennes et a rempli ses obligations dans le cadre de l’accord international sur l’ICDE. Dans le présent rapport, on décrit aussi les sources d’où on a tiré les données sur les centrales nucléaires canadiennes, les méthodes utilisées pour analyser ces données et les saisir dans la base de données ICDE, ainsi que des statistiques sommaires sur les données recueillies.

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RSP-0153-1 – Le tritium dans l’environnement au Canada : Niveaux et effets sur la santé

Le tritium est une forme radioactive de l’hydrogène présente naturellement dans l’environnement. Il est produit par les interactions entre les rayons cosmiques et l’atmosphère. On trouve aussi du tritium résiduel dans la nature provenant des essais d’armes nucléaires dans l’atmosphère, menés dans les années 1950 et 1960. Actuellement, le tritium est produit par la fission de combustible nucléaire dans les réacteurs et par l’irradiation neutronique de l’eau lourde utilisée en recherche nucléaire et dans les réacteurs de puissance. Les émissions provenant de ces installations nucléaires et de certaines installations industrielles utilisant le tritium viennent s’ajouter à celui naturellement présent dans l’environnement et à celui produit par les armes nucléaires.

Au Canada, loin des installations nucléaires, on mesure généralement des concentrations de tritium de 0,1 becquerel par mètre cube (Bq/m3) dans l’air et de 5 becquerels par litre (Bq/L) dans l’eau. Autour des installations nucléaires, elles s’élèvent généralement à 1 Bq/m3 et à 30 Bq/L respectivement. De plus, la concentration de tritium dans l’eau de certains produits maraîchers peut atteindre 100 Bq/L. Très près de certaines installations nucléaires, les concentrations dans l’air et dans l’eau peuvent atteindre respectivement 10 Bq/m3 et 100 Bq/L, et même atteindre 3 000 Bq/L, dans certains produits maraîchers locaux.

Les doses d’irradiation annuelle auxquelles sont exposés les Canadiens peuvent être estimées à partir des concentrations de tritium mesurées dans l’air, l’eau et les aliments. Les doses annuelles vont de moins de 1 jusqu’à 25 microsieverts. La plupart des doses annuelles dues au tritium sont inférieures à quelques microsieverts, et peu de gens du grand public sont exposés des doses près de la limite supérieure de cette plage.

Même près d’installations nucléaires, les doses estimées  à partir de la concentration du tritium dans l’environnement et auxquelles les Canadiens sont exposés sont trop faibles pour occasionner un quelconque effet observable sur la santé.

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RSP-0153-2 – Le tritium dans l’environnement au Canada : Questions et réponses

Le tritium est une forme radioactive de l’hydrogène présente naturellement dans l’environnement. Il est produit par les interactions entre les rayons cosmiques et l’atmosphère. On trouve aussi du tritium résiduel dans la nature provenant des essais d’armes nucléaires dans l’atmosphère, menés dans les années 1950 et 1960. Actuellement, le tritium est produit par la fission de combustible nucléaire dans les réacteurs et par l’irradiation neutronique de l’eau lourde utilisée en recherche nucléaire et dans les réacteurs de puissance. Les émissions provenant de ces installations nucléaires et de certaines installations industrielles utilisant le tritium viennent s’ajouter à celui naturellement présent dans l’environnement et à celui produit par les armes nucléaires.

Au Canada, la concentration du tritium dans l’environnement et ses conséquences potentielles sur la santé suscitent des préoccupations. La présente brochure fournit des réponses à une série de questions sur les propriétés du tritium et son rayonnement, sur la quantité de tritium dans l’air, dans l’eau et dans les aliments, sur les doses du rayonnement auquel les Canadiens sont exposés et, finalement, sur les effets potentiels d’une exposition à de telles doses sur la santé.

On retiendra en conclusion qu’au Canada, les concentrations de tritium dans l’environnement, même près d’installations nucléaires, n’ont aucun effet sur la santé.

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RSP-0154 – Base de données sur les décharges au Canada – Inventaire des lieux d’enfouissement, des sites d’évacuation des déchets dangereux et des cours à ferraille au Canada

INTERA Engineering Ltd. (anciennement Duke Engineering and Services) a été mandatée par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) pour mettre sur pied une base de données sur les sites d’enfouissement, les sites d’évacuation de déchets dangereux et les parcs à ferraille situés partout au Canada.

La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) est entrée en vigueur en 1997. Cette nouvelle loi a élargi l’autorité de la CCSN en matière de réglementation, de sorte que des sites partout au Canada pour lesquels il n’était pas nécessaire de détenir un permis (de la CCSN) pourraient maintenant être assujettis la réglementation de la CCSN. Ainsi, il pourrait être nécessaire d’obtenir un permis de la CCSN, pour certains sites d’enfouissement, sites d’évacuation de déchets dangereux et parcs à ferraille actuellement exemptés de toute exigence réglementaire. Afin de soutenir la CCSN dans la prise de décisions concernant la délivrance de permis pour de telles installations, INTERA a colligé un inventaire des sites et des informations relatives aux règlements sur les sites d’enfouissement, les sites d’évacuation de déchets dangereux et les parcs à ferraille situés au Canada; dans une base de données sur les sites canadiens d’évacuation : la Canadian Waste Site DataBase (CWSDB).

La compilation des données dans cette base a débuté par une prise de contact avec les organismes gouvernementaux fédéraux, provinciaux ou territoriaux et municipaux, afin de déterminer quel organisme de réglementation et quels règlements ou lois régissent l’émission de permis et l’exploitation des sites d’enfouissement, des sites d’évacuation de déchets dangereux et des parcs à ferraille. Des listes de sites d’enfouissement et de sites d’évacuation des déchets dangereux ont été obtenues de diverses sources : directement de personnes-ressources des organismes provinciaux et ou territoriaux, en demandant des copies papier ou électroniques des fichiers de renseignements aux organismes gouvernementaux, et en consultant des listes disponibles sur Internet. Puisque des listes des parcs à ferraille ne pouvaient être obtenues auprès d’organismes gouvernementaux, on a consulté des inscriptions d’affaires nationales informatisées, comme l’édition de 2001 du Select Phone sur cédérom. Les données de la base ont été recueillies, organisées dans des feuilles de calcul Microsoft EXCEL, puis saisies dans la base ACCESS. La base de données a été conçu en Microsoft ACCESS 2002 par Computer Business Systems, un sous-traitant d’INTERA.

En communiquant avec les autorités et en étudiant les lois et règlements relatifs aux sites d’enfouissement, on a établi que l’émission de permis pour un site d’enfouissement ou un site d’évacuation de déchets dangereux et leur l’exploitation relevaient des autorités provinciales ou territoriales, et que les règlements ne faisaient référence ni à la CCSN, ni à la LSRN, ni à une autorité ou à une loi antérieure. Il semble qu’une grande partie des parcs à ferraille soient non réglementés, hormis ceux visés par un règlement de zonage municipal.

La base de données contient 7003 entrées concernant des sites d’enfouissement, des sites d’évacuation de déchets dangereux ou des parcs à ferraille; de ce nombre, 6044 sont des sites d’enfouissement, 137 des sites d’évacuation de déchets dangereux, et 822 des parcs à ferraille. Cette base de données doit être considérée comme tant exacte et à jour en ce qui touche les sites d’enfouissement, les sites d’évacuation de déchets dangereux et les parcs à ferraille ouverts et actifs. Vraisemblablement, la CWSDB ne contient qu’un faible pourcentage des sites fermés dans certaines provinces, ces renseignements n’étant pas disponibles auprès de certaines sources provinciales ou territoriales.

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RSP-0155 – Comparaison et validation des méthodes permettant de déterminer l’équivalent de dose de neutrons

On a étudié l’équivalent de dose de neutrons produits par des réactions photonucléaires à l’intérieur et au voisinage des accélérateurs linéaires médicaux. Une série d’expériences a été menée à cinq installations distinctes comportant un total de sept accélérateurs. Les données obtenues ont été comparées à celles produites par les méthodes analytiques couramment utilisées pour estimer les doses neutroniques dans les labyrinthes des accélérateurs ainsi qu’aux résultats obtenus avec la méthode de Monte Carlo.

Nous présentons des recommandations concernant les techniques appropriées pour estimer les équivalents de dose de neutrons, ainsi que de nombreuses observations relatives à l’ampleur de ces équivalents de dose. Nous discutons, en outre, des facteurs influençant la production de neutrons.

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RSP-0156 – Lignes directrices pour l’évaluation des interférences électromagnétiques dans les centrales CANDU – Phase 2

Cette étude visait à étudier les champs électriques et magnétiques associés aux interférences électromagnétiques de forte amplitude dans la plage de fréquences de 1 kHz à 10 MHz dans une centrale nucléaire CANDU, et caractériser plus en détail que ce qui avait été fait auparavant à ce sujet. Bien que les tensions et les courants associés aux interférences électromagnétiques dans les conducteurs soient jugés également importants dans cette plage de fréquences, la permission n’a pas été obtenue pour connecter les sondes nécessaires aux terminaux des équipements de sûreté.

La centrale nucléaire de Darlington (DNGS) fut sélectionnée; elle est exploitée par Ontario Power Generation (OPG). Un système informatique d’acquisition des données (DAC), équipé de capteurs de champs électriques et magnétiques capables de réagir aux fréquences comprises entre 1 kHz et 10 MHz, a été conçu et a été placé à la centrale de Darlington pendant six mois et demi.

L’équipement a été placé pendant environ deux mois dans chacun des trois endroits étudiés, soit les pièces S322, S318 et T305. Les deux premières pièces, situées près de la salle de commande de l’unité 3 et abondamment remplies de terminaisons de câble et d’armoires de distribution, avaient été utilisées comme sites d’étude au cours d’un projet précédent sur les interférences électromagnétiques à la même centrale, tandis que la troisième a été selectionnée parce qu’il s’agit d’une salle d’équipement plus près de la machinerie de la centrale.

L’équipement DAC a été configuré pour enregistrer en temps réel les formes d’ondes des champs électriques et magnétiques, en déclenchant concurremment quatre canaux analogiques-numériques en cas d’événement réel. Chaque déclenchement produisait un fichier contenant quatre tensions des capteurs par rapport aux enregistrements de temps, chacun avec 10000 points d’échantillonnage. Deux canaux (les canaux HF), soit un pour le champ électrique et l’autre pour le champ magnétique, étaient échantillonnés à une fréquence de 20 Ms/s. Les canaux restants (les canaux LF), soit un pour le champ électrique et un pour le champ magnétique, étaient échantillonnés à une fréquence d’échantillonnage de 1 Ms/s. Chaque fichier était horodaté.

Nous pouvons résumer comme suit les conclusions générales de cette étude :

  • Chacun des trois endroits étudiés présente un environnement d’interférences électromagnétiques distinct, ce qui permet de suggérer que les principales sources des interférences électromagnétiques observées à chaque endroit sont près des points d’observation.
  • Les amplitudes de champs électriques les plus élevées ont été enregistrées dans la salle d’équipement informatique de commande (pièce S322), près de la salle de commande de l’unité 3, tandis que les amplitudes de champs magnétiques les plus élevées l’ont été près du plancher des turbines (pièce T305).
  • Tous les événements enregistrés consistaient en transitoires de brève durée (1 500 s), se produisant de manière isolée ou en séquence. Bien qu’il y ait un bruit de fond quasi constant de champs transitoires, les interférences électromagnétiques présentent un nombre relativement restreint d’événements de forte amplitude.
  • Les événements de type champ électrique sont essentiellement des transitoires oscillants présentant des fréquences caractéristiques comprises dans la plage de 110 MHz. Toutefois, la présence de quelques impulsions unipolaires de forte amplitude étend la plage de fréquences jusque dans la région des quelques kilohertz.
  • Les événements de type champs magnétiques sont des transitoires oscillants présentant des fréquences caractéristiques comprises dans la plage de 1 kHz à 10 MHz. Certains transitoires individuels peuvent présenter un spectre de fréquences très large. La tendance observée est que l’amplitude de crête décroît quand la fréquence caractéristique augmente.
  • Le rapport du champ électrique de crête sur le champ magnétique de crête, pour des transitoires individuels, est fort variable. Bien que ce rapport dépende également de la polarisation des champs incidents par rapport aux axes de sensibilité des capteurs, cette variabilité permet de croire que les transitoires les plus intenses sont principalement observés dans des conditions de quasi-champ.

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RSP-0157 – Élaboration de normes réglementaires pour les réacteurs de puissance – Phase 1

Au cours du projet, on a étudié :

  1. l’expérience acquise à ce jour par les parties intéressées relativement aux normes et aux lignes directrices pour la réglementation des centrales nucléaires
  2. les aspects des centrales nucléaires pour lesquels des normes et des guides d’application de la réglementation sont requis
  3. les normes et des lignes directrices, nationales et internationales, qui servent actuellement à réglementer les centrales nucléaires.

Il s’agit là d’un projet important en raison de l’ampleur des entrevues, du nombre considérable de normes relevées et des recommandations formulées.

Voici nos constatations :

Expérience des parties intéressées

Au total, on a interviewé 29 parties intéressées (19 membres du personnel de la CCSN et 10 personnes de l’extérieur), qui représentent une gamme complète de secteurs :

  • gestionnaires des directions générales de la CCSN
  • spécialistes de la CCSN
  • agents de la CCSN dans les centrales
  • titulaires de permis
  • représentants de l’industrie

On a regroupé et résumé les observations offertes par les parties intéressées et formulé de nombreuses recommandations fondées sur ces observations.

On a consigné un certain nombre de préoccupations qui ressortaient des observations concernant l’élaboration des normes et des lignes directrices en matière de réglementation.

Nécessité de normes et de guides

Les parties intéressées ont indiqué que plus de 40 documents sont nécessaires, y compris des documents prioritaires sur :

  • les principes généraux de sûreté
  • les buts environnementaux
  • la sécurité

Selon les parties intéressées, on devrait élaborer les nouvelles normes et lignes directrices en se basant, en totalité ou en partie, sur des documents de l’AIEA existants.

Pour ce qui est de l’élaboration des documents de premier niveau, les membres du personnel de la CCSN qui ont été interviewés privilégient une approche embrassant tous les domaines de réglementation de la CCSN (c.-à-d. non limitée à la réglementation des centrales nucléaires).

Normes et lignes directrices existantes, nationales et internationales

Il existe déjà un très grand nombre de documents (plus de 400), parmi lesquels :

  • des normes et lignes directrices canadiennes pour la réglementation des réacteurs CANDU
  • des normes et lignes directrices internationales dont se servent d’autres pays pour réglementer les réacteurs CANDU
  • des normes et lignes directrices internationales dont se servent d’autres pays pour réglementer d’autres types de réacteurs

En raison du nombre très élevé de documents, on ne saurait procéder à un examen détaillé de chaque document. Les parties intéressées recommandent d’avoir recours aux normes et lignes directrices de l’AIEA existantes et de dégager un processus permettant de cerner systématiquement les documents exigés.

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RSP-0158 – Doses reçues par les travailleurs de l’industrie du transport : Phase 2

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) est tenue par la loi d’établir des lignes directrices et des critères pour les entreprises en prévision de l’instauration d’un programme écrit de protection contre le rayonnement à l’intention des transporteurs, des expéditeurs et des destinataires de substances radioactives. Cette exigence est entrée en vigueur le 1er juin 2004. Le but de l’étude en cours, la phase 2 d’un projet multiphases, est de fournir à la CCSN des informations qu’elle pourra utiliser pour fixer les lignes directrices et les critères en question.

Voici les principaux travaux menés dans le cadre de cette étude :

  • mesurer les doses de rayonnement ionisant reçues sur une période de temps donnée, par une population choisie de travailleurs du transport
  • recueillir des documents d’expédition relatifs aux périodes pendant lesquelles les doses sont mesurées
  • recueillir les données sur les débits de dose auprès des entreprises de transport qui conservent de telles informations
  • recueillir les textes des directives sur la radioprotection, etc. auprès d’un échantillon représentatif d’entreprises
  • établir une corrélation entre les doses reçues et les colis radioactifs transportés

Dix-sept entreprises ont pris part au projet, ces dernières ouvraient dans 25 sites situés dans quatre provinces. On a contrôlé plus de 250 travailleurs. Voici les entreprises qui y ont participé :

  • une entreprise de courrier
  • huit entreprises de camionnage
  • un ministère des Transports provincial, dont les travailleurs ont transporté et utilisé des hygromètres contenant des substances radioactives
  • un fabricant
  • des travailleurs à l’expédition et à la réception dans des hôpitaux et une université, jouant un rôle dans le transport interne
  • des aérogares de fret
  • un chemin de fer
  • un port

Le rapport contient des renseignements sur la méthodologie et les résultats de l’étude. Il présente également l’examen et l’analyse statistique de plusieurs variables pouvant influer sur les doses auxquelles sont exposés les travailleurs, p. ex., la présence d’un programme de radioprotection, la catégorie d’emploi du travailleur et la somme des indices de transport des colis manutentionnés. Il montre comment les recommandations de la CCSN et de l’Agence internationale de l’énergie atomique peuvent être utilisées conjointement avec des données, comme celles recueillies ici, pour déterminer l’ampleur des contrôles à exercer. Dans ce rapport, on discute des facteurs ayant mené à un taux élevé de participation et à la réussite générale de l’étude, ainsi que de certaines difficultés rencontrées. Nous faisons des recommandations pour des études complémentaires qui aideraient à atteindre les objectifs visés par ce projet.

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RSP-0159 – Paléothermomtérie des eaux souterraines du Bouclier canadien

L’origine et l’histoire des eaux souterraines dans l’environnement cristallin du Bouclier canadien ont des conséquences sur la sûreté de l’enfouissement des déchets radioactifs, et intéressent donc la Commission canadienne de la sûreté nucléaire (CCSN). La CCSN est notamment intéressée à savoir si les concentrations de gaz nobles dans les saumures profondes du Bouclier contiennent de l’information qui permettrait de différencier entre une eau de mer du Paléozoïque hyper-évaporée et des saumures créées par le regel des eaux de mer dans un environnement périglaciaire du Pléistocène. Ce rapport résume la méthode et les résultats d’une étude sur la recherche des gaz nobles, exécutée par l’Université d’Ottawa, et financée en vertu d’un contrat de recherche avec la CCSN (contrat no 99-172). Ce programme de recherche consiste à concevoir et à construire un circuit d’extraction des gaz nobles, comportant un analyseur avec spectromètre de masse quadripolaire. La conception de l’analyse consistait à ajouter des traceurs isotopiques afin de calculer, par dilution isotopique, les concentrations de gaz nobles.

L’analyse des concentrations de gaz nobles dans les eaux souterraines provenant du niveau 3500 de la mine Con présente des rapports atmosphériques pour les gaz Ne, Ar, Kr et Xe. Leurs concentrations correspondent à une température de recharge de 5 oC.

Des eaux souterraines plus profondes, provenant des niveaux 4900 et 5300, démontrent une contribution subsurfacique pour la présence de He, d’Ar et de Xe. Les résultats des niveaux 53-A et 49-A présentent en particulier une surpression considérable des gaz nobles, dépassant les composantes équilibrées par l’atmosphère. Les volumes de gaz mesurés ont été corrigés pour tenir compte de la contribution des gaz nobles d’origine atmosphérique et ont été exprimés en concentrations par rapport aux gaz que l’on retrouve dans une saumure saturée en air. La saumure du niveau 5300, qui représente 70 % de l’eau de décharge, est surpressurisée en Kr par un facteur de 4, en Xe par un facteur de 17 et en Ar par un facteur de 141. Pour ce qui est de l’échantillon provenant du niveau 4900 (28 % de saumure), il a été possible de mesurer la surpressurisation en He, ce qui a donné une concentration de He = 0,01 cm3/g (soit 851 000 x équilibre atmosphérique). Par conséquent, aucun calcul des paléotempératures n’a pu être fait à l’aide de ces données.

La concentration de He hautement dissous se trouve près de la limite supérieure de la plage des valeurs publiées pour l’étude des fluides crustaux. La valeur mesurée, normalisée pour une saumure 100 %, donne un temps de résidence subsurfacique pour la saumure de 230 à 50 %, pour une plage de porosité de 0,01 (0,005 à 0,02). Ces données permettent de croire qu’il y a eu recharge de ces saumures pendant le Paléozoïque.

La concentration plus faible de He pour l’échantillon 35-B (1,72E-4 cm3/g, avec une saumure < 1 %) est néanmoins surpressurisée en He par un facteur de plus de 3 000, ce qui est probablement attribuable à la diffusion par la matrice rocheuse et par les sources intenses de He dans les saumures plus profondes.

Le rapport 40Ar/36Ar dans les saumures de la mine Con (~3 000) est l’un des plus élevés mesurés dans les fluides crustaux. Le rapport du He sur le Ar radiogénique (4He/40Ar*) est de 2,7, une valeur inférieure à celles qui ont été publiées pour les saumures dans d’autres environnements géologiques. Cette surpressurisation du 40Ar radiogénique est attribuable au dégazage de la croûte, avec dégagement additionnel d’Ar radiogénique pendant l’altération des minéraux riches en K, dans les roches de la mine Con

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RSP-0160 – Examen d’un groupe d’experts indépendant portant sur la méthode des incertitudes et de la meilleure estimation employe par l’industrie canadienne

Énergie atomique du Canada limitée (EACL) et Ontario Power Generation Inc (OPG) ont mis au point et démontré des méthodes d’analyse de la meilleure estimation et de l’incertitude (AMEI) des accidents attribuables à la conception des réacteurs CANDU. La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a émis un communiqué présentant ses attentes relatives l’applicabilité de telles méthodes lors du dépôt d’une demande de permis.

Le groupe des propriétaires de CANDU a commandé une révision experte par des pairs des documents décrivant les travaux d’EACL et d’OPG. Le présent document est le rapport par les pairs de leur étude de la méthodologie.

Voici les raisons qui motivent le remplacement des paramètres d’exploitation limitatifs (PEL) à caractère pessimiste par la méthode AMEI :

  • la plupart du temps, la centrale est exploitée loin des conditions de PEL de sorte que les prévisions basées sur ces conditions sont moins réalistes
  • les analyses basées sur les PEL prédisent une marge étroite de sécurité correspondant à des conditions improbables pour la centrale; les marges de sécurité propres aux conditions plus courantes ne sont pas quantifiées
  • une AMEI donne des prévisions plus réalistes pour un coefficient de confiance préétabli
  • une AMEI peut aider à résoudre certaines questions pendantes relatives à la sécurité en prévoyant les conséquences moins lourdes
  • une AMEI peut aider les opérateurs à diagnostiquer les événements en prédisant le comportement le plus probable
  • une AMEI peut permettre l’allègement des restrictions d’exploitation de sorte que les réacteurs peuvent fonctionner à une puissance supérieure à l’intérieur de paramètres d’exploitation sûrs plus vastes.

La quantité d’effort nécessaire peut dépasser les attentes. L’élaboration d’une AMEI est une opération fastidieuse et complexe qui requiert l’intégration de plusieurs disciplines techniques et la participation de toutes les parties intéressées, y compris les équipes de recherche, les titulaires de permis et les autorités réglementaires. La méthode canadienne à l’élaboration de laquelle toutes ces parties ont participé activement devrait être avantageuse pour le secteur nucléaire canadien et pour le public. D’après la documentation, il est clair que l’on a effectué un travail considérable qui tenait compte des dernières connaissances acquises relativement aux réacteurs CANDU et que le projet est bien engagé. Étant donné la complexité des problèmes sous-jacents et des nombreux autres problèmes qui doivent être résolus pour effectuer l’analyse de l’incertitude, l’examen par les pairs est opportun. La méthode utilisée par les parties canadiennes est pertinente et conforme aux méthodes de sûreté actuellement en élaboration et en utilisation ailleurs sur la planète.

Nous présentons plus loin nos principales constatations. On trouvera des conclusions et recommandations spécifiques à la section 10 du présent rapport.

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RSP-0161 – Procès-verbaux - Deuxième atelier sur les mesures correctives des mines d’uranium inactives au Canada, Elliot Lake (Ontario)

L’atelier avait pour but de rassembler un vaste éventail de parties intéressées, y compris d’autres organismes de réglementation s’intéressant ou participant à des travaux de remise en état des sites des anciennes mines d’uranium. Il s’agissait de :

  • mieux comprendre les exigences imposées par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucélaires et ses règlements, et replacer dans un contexte plus large les problèmes relevés sur les sites des titulaires de permis
  • susciter un dialogue positif entre la CCSN et les ministres fédéraux et provinciaux qui sont responsables des sites des anciennes mines d’uranium

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RSP-0162 – Détection des dommages causés par le rayonnement dans les sous-populations de leucocytes humains

Le rayonnement ionisant entraîne des dommages cellulaires en influant directement ou indirectement le matériel génétique. L’endommagement d’une cellule provoque soit une réaction cellulaire de réparation des dommages décelés ou pour la mort cellulaire programmée (apoptose).

Il est actuellement bien établi que le rayonnement ionisant conduit à la mort cellulaire par apoptose d’une partie des sous-populations de lymphocytes humains. L’analyse des cellules à panache en milieu neutre est une méthode bien établie permettant de mesurer l’apoptose des leucocytes humains. Dans cette étude, nous avons utilisé l’analyse des cellules à panache en milieu neutre pour élaborer une méthode rapide de cyclométrie de flux afin de mesurer l’apoptose. Cette méthode permet de mesurer l’apoptose simultanément dans plusieurs sous-populations de leucocytes, ce qui élimine la nécessité de séparer les cellules par type avant l’analyse. Avec cette méthode, la vitesse de mesure de l’apoptose est grandement accrue. On pourrait effectivement l’utiliser comme un dosimètre biologique à flux élevé.

Nous avons utilisé la méthode de cyclométrie de flux et l’analyse des cellules à panache en milieu neutre pour mesurer l’apoptose chez des patients ayant reçu un traitement à l’iode 131. Nous voulions déterminer si l’on pouvait utiliser l’apoptose radio-induite comme indicateur biologique des dommages, dans des situations où l’on ne connaît pas avec précision le temps d’exposition et lorsqu’on prélève des échantillons plusieurs jours, voire des mois après l’exposition. En outre, dans le cadre de cette étude, nous avons considéré la possibilité de mesurer l’apoptose due à l’exposition des radionucléides absorbés, comme l’iode 131, dont la période de radioactivité est longue.

Malheureusement, ni la méthode d’analyse des cellules à panache, ni la cyclométrie de flux n’ont permis de déceler l’apoptose radio-induite par une exposition chronique au rayonnement. Ces méthodes présentent tout de même un intérêt, puisqu’on peut les utiliser comme dosimètres biologiques lors d’exposition aiguë au rayonnement, notamment dans le cas d’une exposition accidentelle et aiguë d’une grande population pendant une période connue. La cyclométrie de flux permettrait un triage rapide des personnes et permettrait de déterminer quel traitement serait utile.

Le domaine de la cyclométrie de flux offre toutefois des possibilités illimitées pour de nouvelles méthodes de dosimétrie biologique. Il est possible de réaliser une analyse chromosomique au moyen de la cyclométrie de flux, ce qui accélérerait l’analyse classique des chromosomes dicentromériques. Cette méthode d’analyse constituerait un dosimètre biologique idéal puisqu’elle révèle des dommages spécifiques au rayonnement.

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RSP-0163 – Examen public d’un groupe d’experts indépendant sur les incertitudes liées à la physique du réacteur

Un groupe d’experts indépendant a examiné trois types de paramètres physiques des réacteurs ainsi que leur incertitude : la valeur de la réactivité par assèchement du caloporteur, le coefficient de réactivité pour la température du combustible et des paramètres des neutrons différés. Cet examen visait à vérifier l’exhaustivité et le caractère concluant de la preuve fournie par le secteur nucléaire canadien afin de confirmer la base des paramètres présents au groupe. Au terme de leur examen, les membres du groupe ont produit des rapports individuels contenant des conseils des autres membres (mais pas nécessairement leur adhésion).

Le groupe n’est pas parvenu à un consensus concernant l’erreur systématique et l’incertitude dans les calculs avec le logiciel WIMS IST des valeurs de la réactivité due à l’évacuation du réfrigérant et du coefficient de réactivité en fonction de la température du combustible. Dans les deux cas, un expert a trouvé que l’évaluation de la preuve disponible était ou insuffisante ou non concluante. Cette conclusion a été justifiée lors d’une discussion détaillée de l’analyse de l’industrie et en examinant les questions présentées au groupe par un comité de travail formé de représentants de l’industrie et de la CCSN. Dans les deux cas, un autre examinateur a trouvé que la preuve appuyait la position de l’industrie. Les arguments en faveur de chacune des positions figurent dans le présent document, et le groupe espère que les lecteurs pourront arriver à une conclusion appropriée en lisant la discussion de chacun des points de vue.

Une des études relatives la réactivité lors de l’évacuation était critique : l’analyse CNl est incorrecte pour le combustible à 28 éléments et discutable pour le combustible à 37 éléments. Les données expérimentales pour le combustible MOX, utilisées dans l’analyse, pourraient ne pas être représentatives du combustible mi-épuisé dans les réacteurs CANDU. L’effet des erreurs entraînées par le programme SCM n’a pas été quantifié. On devra améliorer l’analyse Monte-Carlo (programme MCNP) en augmentant le nombre de calculs effectués et en utilisant les résultats existants. Toutefois, un examinateur a tenté d’utiliser le matériel fourni par une méthode de substitution (qui devra être raffinée) et a montré que les erreurs systématiques et les incertitudes proposées pour les grappes de combustibles à 28 et à 37 éléments sont probablement raisonnables.

Un deuxième examen était axé sur les méthodes expérimentales, lesquelles ont été jugées acceptables. Nous avons trouvé que le déplacement de la distribution des neutrons de l’évacuation du réfrigérant était remarquable, avec un écart type de :f:0.Ol5 m-2 pour les expériences avec une vaste gamme de combustibles. On a conclu que l’on pouvait utiliser la méthode de substitution pour les grappes de 28 éléments de UO2, les grappes de 37 éléments de UO2 et les grappes de 37 éléments de MOX. Il y a toutefois lieu de noter que l’écart type de :f:0.Ol5 m-2 correspond à environ :i:O.6 mk, ce qui est grand comparativement à celle de l’écart de la réactivité de l’évacuation ou de l’erreur systématique pour les grappes de combustibles à 28 ou à 37 éléments.

Les résultats obtenus au troisième examen étaient en accord avec les valeurs recommandées par l’industrie pour l’erreur systématique et l’incertitude relatives à la grappe de 37 éléments; nommément, 1.6:f:l.l mk. Toutefois, pour la grappe de 28 éléments, on a préféré la valeur de 0.7:f:l.l mk à celle de l’industrie (2.O:I:l.l mk). Si l’on considère l’incertitude, il n’y a pas de désaccord. En effet, les valeurs de 0.7:f: 1.1 mk et de 2.O:I:l.l mk (la valeur de l’industrie) se chevauchent de sorte qu’elles sont essentiellement les mêmes à l’intérieur de la plage d’incertitude. Ainsi, la valeur recommandée par l’industrie est acceptable.

Comme susmentionné, la conclusion concernant l’erreur systématique et l’incertitude utilisés pour le coefficient de température du combustible est également disputée. Un examinateur a conclu que les estimations de l’incertitude n’étaient pas justifiées et pouvaient être non pénalisantes et recommande que l’on effectue une analyse supplémentaire. Pour cet examinateur, les principaux problèmes sont : on calcule l’analyse du combustible mi-usé pour évaluer les erreurs (systématique et incertitude totale); on devrait exprimer la composante aléatoire en unités absolues (~k/K) plutôt qu’en unités relatives (%); l’incertitude introduite dans le calcul SCM n’est pas prise en compte et il n’y a pas d’analyse pour la grappe de combustibles à 28 éléments. L’industrie soutient que le combustible mi-usé est représentatif de la combustion nucléaire moyenne dans un réacteur, tandis que l’examinateur soutient que l’erreur systématique et l’incertitude devraient être fonctions de la combustion nucléaire locale ou alors que l’on devrait justifier la valeur limite supérieure. L’examinateur a montré que l’on pouvait analyser différemment le nombre réduit de points expérimentaux et ainsi arriver à une erreur aléatoire (incertitude) plus pénalisante (plus grande).

Le deuxième examinateur n’a pas jugé que les problèmes susmentionnés étaient importants et a conclu que les résultats obtenus par l’industrie étaient raisonnables – en particulier pour l’erreur aléatoire, qui est obtenue en augmentant raisonnablement l’erreur dérivée de :1:7, 5 % à :1:10 %. Il laisse toutefois entendre que l’industrie pourrait envisager une erreur relative plus grande pour l’erreur systématique sur le coefficient de température du combustible. On a aussi avancé comme argument que l’incertitude est presque non pertinente parce que l’on n’utilise pas directement le coefficient de température du combustible dans les analyses des transitoires des CANDU.

Un des examinateurs conclut que les données sur les neutrons retardés actuellement utilisées dans les simulations des transitoires des CANDU sont adéquates. Si, dans l’avenir, l’on envisageait d’utiliser de nouvelles données, elles devront être validées. On a identifié les principaux facteurs d’incertitude et on les a évalués relativement aux données sur les neutrons retardés dont on recommande l’utilisation dans la modélisation des transitoires des CANDU. La méthode employée est comparable à celles utilisées dans d’autres pays. Les prévisions sur la fraction totale de neutrons retardés dans les conditions prévalant au cœur des CANDU ont été adéquatement évaluées et établies. L’incertitude résultante du facteur bêta est de l’ordre de 7 %. On recommande de mener des analyses de l’incertitude supplémentaires afin de cerner les facteurs importants qui influent sur l’incertitude et pour tenter de réduire cette dernière à 3 ou 4 %.

Un autre examinateur juge aussi que les données sur les neutrons retardés sont appropriées. Toutefois il a fondé sa conclusion sur la comparaison des résultats pour des transitoires avec les données obtenues par les centrales, plutôt que sur un examen de la source des données et de la manière dont on a réalisé l’analyse. Ces mesures couvrent un large éventail de transitoires et, par conséquent, on prévoit qu’elles seront suffisantes pour analyser les données sur les neutrons retardés.

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