Sommaires des rapports de recherche 2014–2015

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RSP-0299 – Étude de la conception des nouveaux petits réacteurs et des exigences réglementaires connexes

Ce rapport a comme objectifs de réaliser une étude sur la conception des petits réacteurs modulaires (PRM) ayant un potentiel de déploiement à court terme, en mettant l’accent sur la détermination de leurs caractéristiques de sûreté novatrices, et d’examiner le cadre de réglementation nucléaire du Canada afin d’évaluer si les documents d’application de la réglementation actuels et proposés traitent adéquatement des difficultés liées à l’autorisation des PRM.

Les PRM sont conçus pour réduire les coûts financiers initiaux des centrales nucléaires ou pour alimenter en électricité les petits réseaux (souvent dans des régions éloignées) qui ne peuvent pas recevoir de grandes centrales nucléaires. La majorité des PRM avancés sont conçus sur la base de la technologie des réacteurs à eau sous pression (REP), mais certaines technologies de génération IV qui n’appartiennent pas à la catégorie des REP (p. ex. réacteurs à caloporteur gazeux, réacteurs refroidis au plomb, réacteurs rapides refroidis au sodium, etc.) sont également exploitées. Plusieurs promoteurs étrangers de technologies nucléaires mettent de l’avant leur programme de développement de petits réacteurs nucléaires. Par exemple, l’homologation d’une conception standard a été accordée au réacteur SMART en Corée du Sud, et plusieurs autres réacteurs sont actuellement en construction (p. ex. le CAREM en Argentine et le KLT-40S en Russie) ou en sont à divers stades d’autorisation (NuScale et mPower aux États Unis, VBER 300 en Russie). La conception de ces six réacteurs avancés refroidis à l’eau a été étudiée aux fins de ce rapport de même que celle du réacteur à caloporteur gazeux (StarCore), qui est proposé par une entreprise canadienne.

La conception des PRM et les façons dont ils intègrent des caractéristiques de sûreté inhérentes et passives sont résumées dans ce rapport. Ce dernier présente aussi, dans la mesure où l’information est publique, les travaux de recherche et de développement des fournisseurs en matière de validation de leurs conceptions. À la lumière de l’intérêt de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) envers la façon dont les PRM peuvent se comporter en cas d’incident comme celui de Fukushima, l’auteur essaie de cerner les réactions des fournisseurs après Fukushima. Il est important de préciser que toutes les allégations des fournisseurs n’ont pas pu être vérifiées, puisque l’information publique détaillée sur la conception des PRM est rare.

Les difficultés, les enjeux et les points à considérer dans l’autorisation des petits réacteurs modulaires au Canada (du point de vue de l’auteur) font l’objet de discussions. Ensuite, le document d’application de la réglementation REGDOC 2.5.2 proposé pour les nouvelles centrales nucléaires, de même que d’autres documents d’application de la réglementation connexes, sont examinés en fonction de ces enjeux relatifs à l’autorisation.

Le rapport affirme que les conceptions des PRM examinées ici peuvent être regroupées en deux catégories relatives à l’autorisation. La première catégorie concerne la version à échelle réduite de la technologie classique des réacteurs, à laquelle des améliorations en matière de sûreté ont été apportées au moment de la conception, et la deuxième catégorie concerne les PRM qui dépendent grandement de caractéristiques de sûreté inhérentes et passives. Le cadre de réglementation du Canada semble adéquat pour l’autorisation de la première catégorie de PRM. Cependant, la deuxième catégorie de PRM peut présenter certains problèmes en matière de réglementation (c. à d. que le cadre ne présente pas de directives ou de protocoles clairs sur la façon dont les caractéristiques inhérentes et passives de sûreté sont reconnues).

Pour combler cette lacune potentielle, les recommandations suivantes sont proposées à la CCSN :

  1. Le cadre de réglementation existant est généralement adéquat pour les grands PRM, pour la plupart de conception classique, comme le KLT 40S et le VBER 300, à part quelques exceptions majeures. Parmi ces exceptions, notons un modèle destiné à des navires et les cas d’exclusion du dimensionnement des accidents de perte de réfrigérant primaire due à une grosse brèche. Les auteurs croient que ces exceptions peuvent être traitées au cas par cas.
  2. Pour les PRM avancés, la plus grande partie de REGDOC 2.5.2 s’applique. Cependant, il manque un cadre pour appliquer les jugements réglementaires basés sur le risque aux caractéristiques innovatrices. Une annexe au REGDOC 2.5.2 applicable aux PRM avancés permettrait de combler cette lacune et de régler les problèmes de haut niveau identifiés dans la section 8. L’annexe devrait suffire pour donner de bonnes bases à l’examen avant-projet de la conception.
  3. Le REGDOC-2.5.2 devrait inclure des exigences et des directives sur l’application d’une approche graduelle aux conceptions avancées de PRM.
  4. Pour les PRM avancés, une partie de l’accroissement de la sûreté est obtenue non pas grâce à des moyens inhérents (puissance faible du cœur), mais grâce à des systèmes passifs d’ingénierie. En ce qui concerne la fiabilité, on pourrait accorder à ces derniers beaucoup plus de crédibilité sur le plan de la sûreté qu’aux systèmes actifs, c.-à-d. qu’il ne serait peut-être pas nécessaire qu’ils soient redondants. Cela peut être justifié au cas par cas. Cependant, une directive officielle sur le crédit accordé aux systèmes passifs dans les PRM serait un outil de réglementation utile.
  5. Si un exploitant demande un permis de construction, des critères d’examen plus détaillés seront requis. Les États Unis élaborent des plans d’examen standard propre à chaque conception de PRM qu’ils doivent examiner. Le même modèle pourrait être utilisé au Canada (c. à d. qu’il risque d’être semblable aux sections « Orientation » du REGDOC 2.5.2, sauf que les parties seraient propres à une seule conception).
  6. Puisque toutes les conceptions qui sont examinées dans ce rapport, sauf une, ont été mises au point à l’extérieur du Canada, la CCSN pourrait établir une liaison avec l’organisme de réglementation du pays où la conception a été développée en premier, ou dans le pays où la conception a fait l’objet d’un examen d’autorisation avant le projet (p. ex. Corée, Argentine et États Unis). L’objectif serait d’accélérer la compréhension de la conception et des problèmes de réglementation soulevés par le fournisseur ou par le pays premier adoptant.

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RSP-0300 – Effets sur la santé et la capacité de reproduction du biote découlant de l’exposition chronique aux radionucléides émetteurs de particules alpha

Énergie atomique du Canada limitée (EACL) et l’Université McMaster ont conclu un partenariat afin de fournir à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) des données sur les effets multigénérationnels de l’exposition chronique à de faibles concentrations de radionucléides émetteurs de particules alpha sur la santé et la capacité de reproduction de poissons et de mammifères. Le projet de recherche incluait une étude sur les mammifères, réalisée au site d’EACL, et une étude sur les poissons, menée à l’Université McMaster.

RSP-0300a : EACL – Effets de l’exposition chronique à de faibles concentrations de radionucléides émetteurs de particules alpha sur la santé et la capacité de reproduction de mammifères : Rapport définitif

Cette étude de laboratoire contribuera à améliorer la caractérisation des risques écologiques du rejet de radionucléides émetteurs de particules alpha et à orienter les politiques actuelles concernant l’extraction et la concentration de l’uranium au Canada. Les effets à long terme (y compris les effets multigénérationnels) de l’exposition chronique interne à de faibles concentrations de radionucléides émetteurs de particules alpha ont été étudiés en utilisant des concentrations cibles de 0,012; 0,076; 0,78 et 8,0 becquerels/litre (Bq/l) de radium 226 (Ra 226) dans l’eau potable. L’objectif global de ces expériences était de vérifier si de telles concentrations auraient des effets sur la santé ou la capacité de reproduction lorsque des organismes sont exposés pendant plusieurs générations. Cette étude menée sur plusieurs générations n’a révélé aucun effet nocif sur la santé, la croissance et la capacité de reproduction des mammifères testés découlant de l’exposition au Ra 226 (jusqu’à 8,0 Bq/l) par l’eau potable.

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RSP-0300b : Université McMaster – Rapport définitif sur les études menées sur les poissons

Ce document présente les résultats de l’étude sur les effets d’un émetteur de particules alpha (radium 226 [Ra 226]) sur plusieurs générations de poissons. L’espèce choisie était le méné à grosse tête (MGT), mais quelques données sont également présentées pour le poisson-zèbre (Zeb). Les poissons ont été exposés tout au long de leur cycle de vie à des doses chroniques de concentrations de radium administrées dans la nourriture, représentatives de celles du milieu (concentrations similaires à celles dans l’environnement réel). Les expériences menées au cours de la vie des MGT étaient extrêmement difficiles et ont nécessité deux années d’exposition soigneusement contrôlée et enregistrée. À la fin, aucune reproduction des MGT n’a été obtenue. Établis comme solution de rechange en raison de l’absence de reproduction des MGT, les Zeb présentaient un temps de génération plus court et il fut possible d’obtenir des données sur la fertilité et la fécondité pour les F0 (première génération) et les F1 (génération suivante), avec et sans alimentation continue en Ra 226 dans la cohorte des F1.

Malgré l’échec sur le plan de la reproduction (qui n’était pas lié à l’exposition au radium), l’étude des MGT est la première expérience contrôlée en laboratoire comportant l’exposition à du rayonnement alpha ayant été réalisée pendant toute la durée de vie du MGT ou de toute autre espèce de poisson. Les données ont été également générées à la suite d’une exposition à une dose peu élevée, représentative de celle du milieu. Ce fait est important, puisque de nombreuses études faisant appel à des substances toxiques ou potentiellement toxiques utilisent des doses élevées et essaient de remonter jusqu’aux doses peu élevées en supposant qu’il y a une réponse linéaire aux doses. Par exemple, si une dose de 10 Bq/l entraîne une réponse x, on suppose qu’une dose de 1 Bq/l donne une réponse dont la valeur correspond au dixième de x. Cependant, cette hypothèse est rarement vraie dans la plage des faibles doses. Il a été conclu que le radium 226 n’a pas d’effets nocifs sur les MGT exposés, que ce soit de façon aiguë par injection ou de façon chronique par leur alimentation, à des activités représentatives de celles du milieu ou à des activités pouvant atteindre 1 000 fois les concentrations correspondantes mesurées dans les poissons. Les MGT ne se sont pas reproduits, mais les analyses dosimétriques ne montrent aucune rétention de Ra 226 au moment où les poissons arrivent à maturité; malgré l’alimentation continue, les poissons étaient indemnes de Ra 226.

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RSP-0302 – Interfaçage de la description sismologique des mouvements terrestres importants avec l’analyse technique de l’interaction sol-structure pour les centrales nucléaires

Comme le décrit l’énoncé des travaux proposés, l’objet de ce contrat est de formuler une méthodologie d’analyse de l’excitation par ondes sismiques de modèles numériques de structures de centrale nucléaire, et en particulier de fournir les mouvements du sol détaillés servant de données pour le calcul de l’interaction sismique sol-structure (ISS) en trois dimensions (3D). Voir la figure 1. En supposant que la structure, la fondation et le sol environnant sont modélisés numériquement, cette tâche peut être accomplie en spécifiant les composantes de mouvements du sol importants à un maillage discret de points dans les cinq surfaces de la « boîte » ABCD. Celle-ci qui représente la limite et les surfaces de contact entre la représentation numérique du modèle à l’intérieur de la boîte avec la représentation de la mécanique des milieux continus élastiques du site en dehors de la boîte.

Figure 1. Structure, fondation (abcd) et sol environnant (ABCD) pour l’analyse numérique de l’ISS

L’approche classique pour résoudre le problème énuméré précédemment était conceptuellement identique à ce qui sera présenté dans ce rapport, sauf qu’elle était basée sur une simplification stipulant que l’énergie sismique arrive au site sous forme d’ondes qui se propagent verticalement (figure 2).

Figure 2. Modèle de la figure 1 excité par des ondes sismiques à incidence verticale

La structure géologique près de la surface du sol se compose généralement de dépôts plus « mous » et la vitesse des ondes sismiques diminue donc à mesure que ces dernières s’approchent de la surface. Dans un tel milieu, selon la loi de Snell, l’angle de la trajectoire des rayons d’ondes de volume devient progressivement plus prononcé (approchant de plus en plus de la verticale) (voir la figure 3).

Figure 3. Ondes de surface et de volume incidentes dans une représentation par couches horizontales parallèles du site d’une centrale nucléaire.

Ce fait a été utilisé pour justifier la représentation simplifiée de secousses sur un site en termes d’ondes à incidence verticale, et la représentation unidimensionnelle (1D) d’un site (voir la figure 2). Le front d’onde d’une onde plane avec un angle d’incidence γ par rapport à la verticale coupe la surface libre en A et l’axe vertical en B et, à mesure qu’il continue de se propager, les points A et B se déplacent vers la droite et vers le haut avec les vitesses de phase Cx et Cz (voir la figure 4).

Figure 4. Onde plane incidente, vitesses de phase horizontale et verticale et mouvement des particules U dans le demi-espace homogène.

On voit dans la figure 4 que, pour γ = 0, la vitesse de phase horizontale Cx devient infinie (c’est-à-dire que tous les points de la surface du sol se déplacent avec synchronicité) et le modèle se réduit à la représentation 1D de la figure 2. Toutefois, la valeur de γ n’atteint jamais zéro et l’onde plane incidente arrive au site et excite la structure en se propageant horizontalement avec une vitesse Cx et en fonction de la profondeur selon un rapport décrit par cos(ωz / Cz ) , comme le montre la figure 4. Par conséquent, une impulsion d’onde de volume déplacera la surface du sol comme une onde se propageant horizontalement, comme le montre la fig. 5. Dans le cas des ondes qui arrivent presque à la verticale, le mouvement Cx prendra encore la forme d’une onde se propageant horizontalement.

Figure 5. Structure excitée par une forte impulsion de mouvement se propageant avec la vitesse de phase horizontale Cx

Peu de temps après l’arrivée des ondes de volume, les ondes de surface commencent à arriver en se propageant horizontalement dans les guides d’ondes formés par les couches parallèles (figure 6).

Figure 6. Ondes de volume et de surface arrivant horizontalement, par le demi-espace en couches.

Les composantes de fréquence des ondes de surface se propagent avec des vitesses de phase différentes, qui sont fonction de la fréquence du mouvement et du numéro de forme de mode. Ceux-ci représentent respectivement les valeurs et les fonctions caractéristiques du problème de la valeur limite du mouvement de l’onde dans le demi-espace en couches. Les amplitudes des ondes (c’est-à-dire leur énergie) se propagent à la vitesse de groupe, qui dépend de la fréquence. Près de la surface du sol, où Cx a une plus grande valeur que la vitesse de la matière correspondante, les formes de mode de l’onde de surface montrent une variation périodique en fonction de la profondeur (sinus et cosinus), mais sous la profondeur à laquelle la valeur de Cx devient inférieure aux vélocités de la matière, les amplitudes de formes de mode diminuent de manière exponentielle en fonction de la profondeur (voir la figure 3).

Les ondes SH et les ondes de Love qui se propagent horizontalement contribuent à l’excitation en torsion de la fondation, en plus des translations hors plan. Les ondes P, SV et de Rayleigh, en plus de provoquer des translations verticales et horizontales, forcent la structure à osciller dans le plan (x, z). Ceci est illustré dans la figure 7, qui montre la structure excitée par des ondes de Rayleigh incidentes.

Figure 7. Excitations horizontale, verticale et en oscillation d’une structure dues au passage d’ondes de Rayleigh. La partie a) montre la dérive associée aux forces d’inertie causées par le mouvement horizontal de la base en B. La partie b) illustre les dérives supplémentaires occasionnées par l’oscillation de la base.

Il faut tenir compte des allongements, compressions et courbes de la déformation du sol nécessaires pour produire une description complète des mouvements d’entraînement des parois de la boîte numérique ABCD de la figure 1. Le chapitre 2 présente des exemples d’allongements, compressions et courbures calculés.

Pour accomplir la tâche de décrire le mouvement du sol résultant d’ondes de volume et de surface, qui peut être utilisé pour décrire le mouvement à tous les points délimitant la boîte numérique, il est nécessaire de formuler des algorithmes qui décrivent des mouvements importants du sol : a) le long d’une ligne HORIZONTALE s’étendant (radialement) de la source du tremblement de terre vers le site de la structure (p. ex. le long de la ligne BC de la figure 1), et b) le long d’une ligne VERTICALE (p. ex. le long de la ligne AB ou CD de la figure 1) dans le demi-espace en couches. Lorsque ces propositions ont été formulées, le mouvement complet peut être décrit pour tout nombre de points des cinq surfaces de la boîte ABCD.

Les algorithmes de description des mouvements importants liés à des tremblements de terre le long d’une ligne horizontale (HL) sont décrits dans le chapitre 1. L’élément essentiel des algorithmes décrivant les mouvements le long de HL est l’utilisation cohérente des retards de phase basés sur la dispersion spécifique au site des mouvements ondulatoires à travers les couches du sol décrit comme un demi-espace en couches.

Pour une description des mouvements réguliers le long d’une ligne verticale (VL), il est nécessaire de recourir à la décomposition du mouvement ondulatoire en termes de formes de mode dépendantes de la fréquence des ondes de volume et des ondes de surface, qui correspondent aux fonctions caractéristiques du mouvement des ondes dans le guide d’ondes formé dans le demi-espace en couches. La formule mathématique des algorithmes que nous avons développés pour la formulation des mouvements le long de VL est décrite au chapitre 2. Au moment d’écrire ces lignes, cette méthode a été testée et entièrement vérifiée en termes de physique de base des guides d’ondes de surface. Cependant, comme elle est disponible pour la première fois, il sera nécessaire de continuer à affiner et généraliser ses formats de sortie, pour qu’elle puisse être facilement et rapidement rendue conforme aux exigences des différents modèles numériques, qui seront précisées par les utilisateurs futurs. Nous continuerons à suivre la façon dont elle est utilisée par ceux qui travaillent avec des éléments finis et des modèles avec différences finies et continuerons à affiner les formats de sortie, au besoin.

Tout ce qui précède a été formulé pour la géologie d’un site représenté par des couches parallèles et planes. Cependant, dans un environnement géologique réaliste, ces couches peuvent être tout à fait irrégulières. Le chapitre 3 décrit la diffusion et la diffraction des ondes de surface de Love et d’ondes de volume SH par les couches, qui peuvent avoir des surfaces et des interfaces irrégulières. Les ondes diffusées et diffractées par la géométrie des couches irrégulières vont interférer avec les mouvements de départ et peuvent entraîner une amplification et un affaiblissement des mouvements incidents, et à la concentration des allongements, compressions et déformations sur et sous la surface du sol.

Le chapitre 4 étend les résultats du chapitre 3 à l’excitation par les ondes de surface de Rayleigh et les ondes de volume P et SV. Ces mouvements dans le plan nécessitent des analyses plus complexes que ce qui est décrit au chapitre 3, car il se produit des conversions de modes entre les mouvements ondulatoires longitudinaux P et les mouvements ondulatoires de cisaillement SV.

Le chapitre 5 présente un manuel décrivant le programme informatique SYNAC, qui est utilisé pour calculer la série temporelle représentant toutes les composantes du mouvement du sol (translations, rotations, allongements, compressions et courbures) pour l’excitation des modèles de boîtes numériques aux fins des calculs d’interaction sol-structure.

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RSP-0303 – Étude sur les pratiques de déclassement internationales

Candesco, une division de Kinectrics, a été retenue pour procéder à une recherche documentaire à l’échelle internationale sur les stratégies de déclassement, les exigences réglementaires et les leçons tirées du déclassement d’installations nucléaires et pour fournir une analyse des écarts entre le cadre de réglementation canadien et celui d’autres pays. Au total, sept pays ont été inclus dans cet examen : la Finlande, la France, l’Allemagne, l’Italie, la Suède, le Royaume-Uni et les États-Unis. Les exigences et les recommandations internationales de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et de la Commission européenne (CE) ont également été prises en considération.

L’approche réglementaire du Canada en ce qui touche la planification et l’estimation des coûts de déclassement, et l’affectation de fonds pour le déclassement est similaire à l’approche adoptée dans la plupart des pays examinés. Les organismes de réglementation canadiens abordent ces sujets en utilisant plusieurs éléments : le fondement législatif accordé à la CCSN (garanties financières), les règlements (obligation d’inclure des plans de déclassement dans une demande de permis pour une installation nucléaire de catégorie I), les documents d’application de la réglementation (G-206 et G-219), les conditions de permis, les codes et les normes (CSA N294-09 et CSA N286). D’autres pays abordent également ces questions au moyen de lois (Italie), de règlements (Italie et États-Unis), de documents de réglementation (Finlande, Suède et États-Unis), de conditions de permis (Royaume-Uni) et de politiques du gouvernement ou d’agences nationales de déclassement (France, Italie et Royaume-Uni).

La comparaison de la pratique de réglementation canadienne avec les exigences de sûreté de l’AIEA et la pratique de réglementation des autres pays examinés a permis de constater quelques écarts. Les différences les plus notables entre les pays concernent les pratiques de réglementation du Canada et des États-Unis. Le régime de réglementation américain qui gouverne le déclassement (la NRC et le DOE) est bien plus complet que le régime de tous les autres pays examinés, probablement en raison du nombre et de la diversité des projets de déclassement déjà terminés aux États-Unis.

D’après les résultats de cet examen, on recommande ce qui suit :

  1. Il faudrait fournir aux titulaires de permis de l’orientation sur les approches stratégiques privilégiées ou acceptables pour le déclassement. On recommande que cette orientation soit conforme à cette recommandation de l’AIEA : « La stratégie de déclassement privilégiée doit être le démantèlement immédiat. Toutefois, dans certaines situations, le démantèlement immédiat n’est pas une stratégie pratique, une fois tous les facteurs pertinents pris en considération. »
  2. De l’orientation claire devrait être fournie aux titulaires de permis afin d’indiquer si (ou quand) il serait acceptable de fonder les plans de déclassement sur une stratégie de déclassement avec « confinement sur le site ».
  3. Il faudrait obliger les titulaires de permis à envoyer un avis officiel concernant la fermeture permanente avant ou dans un délai raisonnable après la fermeture permanente en cas de déclassement.
  4. Il faudrait préciser le pouvoir qu’a la CCSN d’obliger le déclassement d’une installation et sa responsabilité face au déclassement lorsque le propriétaire ou l’exploitant ne veut pas ou ne peut pas exécuter le travail.
  5. Il faudrait fournir une définition des activités qui peuvent être réalisées aux termes d’un permis d’exploitation en prévision du déclassement.
  6. Il faudrait préciser le calendrier de soumission d’un Plan de déclassement détaillé.
  7. Il faudrait fournir de l’orientation sur la durée acceptable des travaux de déclassement.
  8. L’orientation sur les activités de stabilisation et les activités de stockage et de surveillance fournie dans le document RD/GD-360 devrait être conforme à l’orientation fournie dans la norme CSA N294. Cela pourrait exiger une révision du document RD/GD-360, de la norme CSA N294-09 ou des deux.
  9. Il faudrait fournir de l’orientation sur le contenu d’un Plan de stockage sous surveillance. Cette information devrait être incluse dans une modification à la norme CSA N294.
  10. Il faudrait fournir de l’orientation sur le contenu d’un Rapport intérimaire sur l’état final (et d’un Rapport de caractérisation si ce dernier est remis séparément). Cette information devrait également être incluse dans une modification à la norme CSA N294.
  11. 11. Il faudrait préciser l’acceptabilité d’un contrôle institutionnel ou d’une libération restreinte après la délivrance d’un permis d’abandon ainsi que les procédures de mise en œuvre connexes.

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RSP-0304 – Intégrer les effets du vieillissement dans les applications de l’EPS

Ce rapport a pour but d’aider la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a aborder les effets du vieillissement dans l’étude probabiliste de sûreté (EPS) et dans la prise de décision tenant compte du risque dans le domaine de la gestion du vieillissement. Le rapport documente une étude de cas portant sur une EPS relative au vieillissement ainsi que les résultats de cette étude réalisée pour le compte de la CCSN à l’aide d’une EPS de référence de niveau 1 et de niveau 2 d’un réacteur CANDU et des données des phases 1 et 2 du projet de la CCSN qui vise à intégrer les effets du vieillissement dans les applications de l’EPS.

L’étude probabiliste de sûreté (EPS) est l’un des outils les plus efficaces quand vient le temps de prendre des décisions qui tiennent compte du risque. Toutefois, l’EPS actuelle ne tient pas explicitement compte du vieillissement des composants d’une centrale nucléaire, lequel pourrait se manifester par une augmentation du taux de défaillance des composants. Afin d’être plus réaliste, il faudrait tenir compte dans les EPS des modèles liés au vieillissement et des effets des tests et des travaux d’entretien en vue de contrôler la dégradation due au vieillissement des composants importants pour la sûreté d’une centrale nucléaire. Une EPS qui incorpore explicitement les effets du vieillissement et qui a la capacité de générer un profil de risque en fonction de l’âge de la centrale s’appelle une EPS relative au vieillissement (EPSV). La portée de l’EPSV dépasse celle de l’EPS de base en y ajoutant de nouveaux composants actifs et passifs. L’expérience dans le domaine de l’EPSV est limitée à l’échelle de la planète. La présente étude de cas fait partie des tous premiers essais visant à incorporer les effets du vieillissement dans un modèle d’EPS propre à une centrale intégrée pleine échelle et à observer son impact sur les résultats globaux de l’EPS en formulant des projections.

L’étude documentée dans ce rapport comprenait les quatre tâches principales suivantes : un examen des structures, systèmes et composants (SSC) et des mécanismes de vieillissement associés en vue de leur incorporation dans le modèle d’EPS; l’établissement de modèles en fonction du temps pour les taux de défaillance des composants due au vieillissement; la modélisation des SSC et des mécanismes de vieillissement connexes dans l’EPS de référence fournie par la CCSN; et la quantification du modèle d’EPS conçu ainsi que l’analyse comparative des résultats avec et sans modélisation des effets du vieillissement.

Un modèle linéaire en fonction du temps pour les taux de défaillance due au vieillissement a été retenu pour l’étude. Une étude de sensibilité réalisée avec un modèle exponentiel a démontré une « fréquence des dommages graves au cœur » et une « fréquence des grandes émissions » légèrement plus élevées que pour les résultats fondés sur le modèle linéaire. Le paramètre clé du modèle linéaire en fonction du temps pour les taux de défaillance due au vieillissement est une « accélération des défaillances dues au vieillissement ». Une accélération a été établie pour tous les composants pertinents. Afin de tenir compte, de manière quantitative, de l’impact des activités de gestion du vieillissement sur les taux de défaillance en fonction du temps, un modèle de réduction proportionnel à l’âge a été appliqué dans cette étude en utilisant deux paramètres supplémentaires : le « facteur d’amélioration du vieillissement » et la « période des activités de gestion du vieillissement ».

Les principaux résultats de l’EPS avec une modélisation du vieillissement des composants incluent les éléments suivants :

  • Dans le profil de risque de l’EPS de référence, l’événement initiateur ayant la plus grande contribution au risque de dommages au cœur est une perte totale de l’eau de service.
  • Les résultats sont très sensibles aux changements dans les facteurs d’amélioration du vieillissement et les taux d’accélération du vieillissement, c.-à-d. l’efficacité de la gestion du vieillissement.
  • Les résultats indiquent l’importance du vieillissement des câbles pour le risque et l’effet positif d’un programme efficace de gestion du vieillissement.
  • Les résultats fournissent une indication plutôt qu’une projection de la « fréquence des dommages graves au cœur » et de la « fréquence des grandes émissions » dans l’avenir, car ils sont conditionnels à un grand nombre d’hypothèses; le problème le plus important est le manque de données sur la centrale qui pourraient être utilisées pour établir des taux de défaillance en fonction du temps propres à la centrale.
  • De manière générale, on ne croit pas qu’il soit possible de formuler des projections « exactes » des mesures quantitatives du risque dans un avenir à plus long terme.

Par conséquent, il faudrait faire preuve de prudence dans l’examen des résultats de cette étude de cas, compte tenu de la nature des taux de défaillance propres à la pseudo centrale et des incertitudes associées au modèle dans son ensemble.

En tenant compte des leçons tirées de ce projet, le rapport propose des suggestions au personnel de la CCSN concernant de futurs travaux en vue de faciliter l’élaboration d’une EPSV pratique qui pourrait servir à quantifier l’impact du vieillissement sur la sûreté d’une centrale nucléaire. Ces suggestions concernent notamment des applications de l’EPSV visant à (a) prédire le profil de risque du vieillissement (plus grands contributeurs au risque de vieillissement) dans un avenir raisonnablement proche en utilisant des données opérationnelles pertinentes, et (b) explorer l’efficacité de programmes de gestion du vieillissement propres aux composants en utilisant des données opérationnelles pertinentes, par exemple, des données tirées des rapports sur l’intégrité des systèmes.

Consulter le rapport final RSP-0304 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0305 – Charges exercées sur les tubes des générateurs de vapeur en cas de rupture de la conduite de vapeur principale

L’objectif global de ce projet de recherche est d’étudier les effets de la rupture hypothétique de la conduite de vapeur principale (MSLB, de l’anglais Main Steam Line Break) et de la purge subséquente des générateurs de vapeur sur les charges transitoires exercées sur les tubes des générateurs de vapeur. Une meilleure connaissance des processus physiques qui surviennent durant la purge transitoire de fluide en deux étapes de part et d’autres des faisceaux de tubes permettra de mettre au point de meilleurs outils de conception en vue d’améliorer la sûreté des générateurs de vapeur lors de tels événements.

Une installation expérimentale a été conçue et construite pour réaliser les expériences requises. L’installation a été équipée de l’instrumentation nécessaire pour mesurer la pression et la température, afin d’étudier les phénomènes thermodynamiques en jeu. En outre, des cellules de charge dynamique ont été installées sur une section d’essai d’un faisceau de tubes de conception CANDU pour mesurer les charges transitoires exercées sur les tubes.

La mise en service du montage expérimental et du système d’instrumentation a été complétée avec succès et, après avoir pris des mesures correctives visant à établir la crédibilité des instruments, un programme expérimental en deux étapes a été conçu et réalisé. En utilisant le R 134a comme fluide de travail, des mesures de la température, de la pression et des charges exercées sur les tubes, ainsi que des visualisations simultanées de l’écoulement haute vitesse ont été effectuées dans des conditions simulant celles qui prévalent dans un générateur de vapeur commercial pleine échelle.

Le présent rapport comprend une analyse des résultats du projet expérimental, ainsi qu’un examen de la stratégie employée pour mettre au point une méthodologie de prévision des charges de purge transitoires sur les faisceaux de tubes, basée sur des techniques d’enquête paramétriques.

Consulter le rapport final RSP-0305 (PDF) (en anglais seulement)

RSP-0306 – Examen par une tierce partie du code de mécanique probabiliste de la rupture PRAISE-CANDU

Ce rapport est un examen des documents produits dans le cadre de l’élaboration d’un code de mécanique probabiliste de la rupture (MPR). L’examen a été réalisé par Lloyd’s Register (Martec) pour le compte de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. L'objectif consiste à fournir une évaluation indépendante par une tierce partie du processus d’élaboration du code de mécanique probabiliste de la rupture PRAISE-CANDU réalisé en vue d’appliquer la méthode analytique composite afin d’étudier les marges de sûreté pour les accidents de perte de réfrigérant primaire dus à une grosse brèche. La portée des travaux comprend l'évaluation technique des rapports du Groupe de propriétaires CANDU (GPC) sur PRAISE-CANDU afin de traiter et de proposer des recommandations sur la pertinence et le caractère adéquat des modèles de dégradation basés sur le code MPR, les activités de validation et de vérification ainsi que de mise à l’essai et la simulation et les techniques de simulation probabilistes et d’analyse de l’incertitude. En outre, on traite de l’examen des publications sur l'acceptation de codes MPR pour la prise de décisions réglementaires dans d'autres pays.

Les buts de l’examen comprennent les suivants : i) déterminer l’applicabilité des modèles d’évaluation de la dégradation utilisés dans l’outil PRAISE-CANDU et les lacunes potentielles des modèles; ii) évaluer la pertinence de la théorie présentée pour décrire le fondement de la sélection de paramètres d’entrée afin de veiller à la cohérence des résultats obtenus par différents utilisateurs; iii) évaluer le caractère valable des paramètres d’entrée de PRAISE-CANDU en déterminant s’ils permettent de décrire avec précision les conditions environnementales de charge qui pourraient mener à l’amorçage de la fissuration et aux ruptures de canalisations qui peuvent s’ensuivre; (iv) évaluer la pertinence de la méthodologie utilisée pour tenir compte des incertitudes liées aux paramètres d’entrée et de sortie. Six documents ont été examinés individuellement, et les questions pertinentes mises en relief dans chaque document ont été étudiées, ce qui a permis d’évaluer la pertinence d’utiliser l’outil de PRAISE-CANDU dans la prise de décisions réglementaires.

Il a été conclu que les modèles déterministes et les méthodes de calculs probabilistes utilisés dans l’élaboration de PRAISE-CANDU sont actuels et polyvalents, mais qu’il serait bon d’avoir de la documentation supplémentaire et une justification de certaines hypothèses et du processus de sélection pour certains modèles. Il faudrait également mener des exercices de validation et de vérification approfondis. S’il est utilisé de façon appropriée, le code a le potentiel de fournir de l’information utile sur les causes de défaillances de canalisations qu’il serait bon d’intégrer aux activités du processus décisionnel tenant compte du risque (PDTCR).

Un examen exhaustif de l’application de la mécanique probabiliste de ruptures touchant les systèmes et les composantes de centrales nucléaires par les organismes de réglementation de deux autres pays a permis de constater que du code MPR est utilisé dans le PDTCR, de même que des avis d’experts, le jugement technique et l’expérience, pour évaluer l’intégrité structurale de deux composantes : les cuves sous pression de réacteur et les réseaux de canalisation.

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RSP-0307 – Modélisation constitutive de l’argilite de Tournemire

Ce rapport décrit les résultats d’un projet (no de contrat 870055 13 0331) sur la modélisation constitutive du comportement mécanique de l’argilite de Tournemire. La première partie présente un survol des tendances de base de la réponse mécanique de l’argilite. Elle propose entre autres une discussion sur les résultats des essais expérimentaux réalisés dans différentes conditions de charge, y compris la tension axiale, la compression cyclique et le fluage. Cette partie met l’accent sur la sensibilité des caractéristiques des matériaux à l’orientation des plans de litage. Par la suite, la relation constitutive englobant la notion de paramètre d’anisotropie scalaire, qui est une fonction des invariantes mixtes des tenseurs de contraintes et de microstructure, est calculée. Un schéma d’intégration implicite y est présenté, et le problème de l’identification des fonctions/paramètres des matériaux y est traité en profondeur. La validité du cadre est vérifiée par la simulation d’un ensemble de résultats expérimentaux décrits précédemment. La dernière partie de ce rapport décrit la déformation localisée liée à la formation de macrofissures. Une formulation mathématique du problème y est présentée, et l’approche proposée est intégrée à un code d’éléments finis. Un exemple illustratif présente l’évaluation de la formation/propagation des dommages attribuables à l’excavation d’un tunnel profond dans l’argilite de Tournemire.

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RSP-0308 – Analyse actualisée de la cohorte des mineurs d’uranium de l’Ontario

Cette étude est une mise à jour d’une analyse de la mortalité et de l’incidence du cancer pour une cohorte de travailleurs des mines d’uranium de l’Ontario exposés à des produits de désintégration du radon (PDR). La cohorte a été créée précédemment à l’aide du Fichier principal des mines de l’Ontario (1954-1986) et de données provenant du Fichier dosimétrique national (1954-2004). Aux fins de cette mise à jour, le suivi de la mortalité de la cohorte entre 1954 et 2007 a été élargi à l’aide de dossiers de la Base canadienne de données sur la mortalité. De même, l’incidence du cancer de 1969 à 2005 a été établie à l’aide de la Base canadienne de données sur le cancer de Statistique Canada. L’exposition annuelle au radon, en unité alpha-mois, était disponible pour chaque membre de la cohorte.

Cette mise à jour porte sur le risque de cancer du poumon et de mortalité pour la cohorte des mineurs d’uranium de l’Ontario, découlant de l’exposition aux PDR. La taille plus importante de la cohorte permet d’estimer avec davantage de précision le risque de cancer du poumon découlant de l’exposition aux PDR. Les études antérieures sur cette cohorte ont porté sur la mortalité liée au cancer du poumon, mais la présente mise à jour inclut aussi l’incidence du cancer et l’étude d’autres cancers d’intérêt, comme les cancers de l’estomac et la leucémie. La mortalité non attribuable au cancer y est également examinée. De plus, des analyses exploratoires ont été menées pour étudier les associations entre l’exposition cumulative aux PDR et l’incidence et la mortalité d’autres cancers que celui du poumon. L’étude n’a mis en évidence aucun excès ou aucune relation claire de type dose-réponse entre les PDR et d’autres cancers. De même, aucun lien clair n’a été relevé entre la mortalité attribuable aux maladies cardiovasculaires et l’exposition cumulative aux PDR.

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RSP-0313 – Normes d’aptitude physique et mentale pour le personnel de soutien de programmes qui ne fait pas partie de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire et qui assume des fonctions liées aux armes à feu et aux munitions

L’établissement de normes d’aptitude médicale, physique et psychologique au travail est essentiel dans le cadre de la majorité des programmes de santé et de sécurité au travail et est exigé par la loi dans la plupart des provinces et des territoires canadiens. En octobre 2008, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a approuvé le document d’application de la réglementation RD-363, Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire, qui s’appliquait à tous les agents de sécurité nucléaire, y compris au personnel de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire. Toutefois, le document RD-363 ne visait pas les groupes de soutien de programmes qui ne font pas partie de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire, notamment les armuriers, les instructeurs-entraîneurs et les autorités de contrôle, qui exercent également des fonctions liées aux armes à feu et aux munitions.

L’objectif principal du rapport consiste à établir des normes minimales d’aptitude physique et mentale pour les groupes de soutien de programmes qui ne font pas partie de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire. Ces normes assureront la sécurité au travail, tout en préservant une productivité optimale. Les objectifs secondaires du rapport sont les suivants : recommander des améliorations touchant le processus actuel d’évaluation médicale et de sélection (s’il y a lieu), formuler des recommandations concernant la portée et la périodicité de la réévaluation médicale et évaluer la nécessité d’établir des normes d’aptitude physique et psychologique propres aux groupes de soutien de programmes qui ne font pas partie de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire.

On a interrogé des représentants de plusieurs groupes de soutien de programmes qui ne font pas partie de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire d’Ontario Power Generation, de Bruce Power et des laboratoires d’Énergie atomique du Canada limitée et on a effectué des analyses préliminaires en milieu de travail afin de déterminer les tâches essentielles susceptibles d’être touchées par le déclin de la condition physique. On a ensuite procédé à une revue complète de la littérature afin de comparer nos constatations et les normes médicales publiées d’autres organisations nationales et internationales qui comptent des travailleurs affectés à des fonctions semblables. Une fois cette revue terminée, on a établi une liste de normes médicales minimales recommandées pour les groupes de soutien de programmes qui ne font pas partie de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire.

On a élaboré un modèle de rapport d’examen médical à l’intention des médecins examinateurs afin d’améliorer le caractère exhaustif, la qualité et le transfert des renseignements médicaux entre les médecins examinateurs et les équipes de soutien médical des entreprises. Le rapport d’examen médical comportait trois sections : la partie A – Problèmes de santé antérieurs et deux sous‑sections (les antécédents médicaux personnels et les antécédents médicaux familiaux), la partie B – Problèmes de santé courants et trois sous-sections (un examen fonctionnel, les immunisations et suppléments et un examen du mode de vie) et la partie C – Contacts avec les médecins et trois sous-sections (les paramètres personnels, un examen physique et les tests auxiliaires). Une fois rempli, le rapport d’examen médical sera utilisé pour normaliser les renseignements médicaux fournis aux équipes de soutien médical des entreprises, qui rendront ensuite une décision finale concernant l’aptitude physique et mentale à l’intention de la direction de l’entreprise. La documentation médicale sera conservée à la clinique, où seuls les membres du personnel médical pourront la consulter au besoin.

Enfin, on a évalué l’exigence concernant des tests d’aptitude physique et psychologique propres aux groupes de soutien de programmes qui ne font pas partie de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire, semblables à ceux définis dans le document d’application de la réglementation RD‑363, Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire; en outre, des recommandations ont été formulées.

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RSP-0314 – Pratiques en matière de tests de dépistage de drogues dans l’urine

Des tests de laboratoire relatifs à la consommation de drogues par les travailleurs au sein des gouvernements et de l’industrie ont été mis en œuvre dans de nombreux pays au cours des 25 à 30 dernières années. Les analyses d’urine visant à détecter la présence de drogues constituent un indicateur objectif de la consommation récente de drogues. Toutefois, les tests de dépistage de drogues dans l’urine ne mesurent pas l’affaiblissement des facultés lié aux drogues chez un travailleur, mais ils fournissent une indication concernant la consommation récente de drogues. Ces programmes comportent un menu très précis de tests de dépistage de drogues et ne sont pas utilisés pour détecter toutes les drogues susceptibles de se trouver dans l’échantillon d’urine d’un donneur.

Chacune des composantes d’un programme de dépistage de drogues en milieu de travail a été élaborée d’une manière juridiquement défendable, depuis le lieu de prélèvement des échantillons jusqu’au dépistage et à la confirmation de la présence de drogues ou de métabolites, en passant par le transport des échantillons au laboratoire d’analyse, la réception des échantillons au laboratoire judiciaire, les données démographiques relatives aux donneurs et l’administration des tests proprement dits.

Les aspects techniques des tests de dépistage de drogues dans l’urine s’appuient sur une base scientifique solide, et les laboratoires judiciaires qui effectuent des tests de dépistage de drogues en milieu de travail sont accrédités par un organisme gouvernemental externe aux États‑Unis qui assure l’agrément des laboratoires des lieux de travail aux États‑Unis et au Canada. Des équipes responsables de processus rigoureux d’assurance de la qualité et d’inspections sur le site, qui se rendent dans les laboratoires tous les six mois, assurent la fiabilité des tests. Tous les aspects des tests respectent l’approche normalisée utilisée dans le cadre des programmes d’analyses médico-légales, fondée sur un test de dépistage initial (visant à détecter une drogue ou une catégorie de drogues précise) et sur un second test (de confirmation) pour les échantillons qui donnent un résultat positif au test de dépistage initial.

Parmi les drogues ou catégories de drogues qui font généralement partie des programmes de dépistage en milieu de travail, mentionnons les cannabinoïdes (marihuana), la cocaïne et les opiacés – la codéine, la morphine, les métabolites de l’héroïne, la phencyclidine et les amphétamines. Il est recommandé que la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) intègre ces drogues ou catégories de drogues à son programme, avec l’exception suivante. On recommande que la CCSN n’intègre pas la phencyclidine au programme de tests en raison de la faible prévalence de cette drogue au Canada. On recommande deux ajouts au programme de tests. Il est conseillé que la CCSN établisse un menu de tests plus large pour la sous‑catégorie des opiacés, notamment l’hydromorphone, l’hydrocodone, l’oxycodone et la méthadone. En outre, on recommande fortement que les médicaments sur ordonnance de la catégorie des benzodiazépines soient intégrés au programme de tests en milieu de travail. La CCSN devrait élaborer un processus pour réviser périodiquement le menu de drogues relatif au programme de dépistage de drogues.

En raison de la consommation répandue de drogues qui font l’objet d’abus dans la société, il est fortement recommandé que la CCSN élabore un programme de tests de dépistage de drogues en milieu de travail en guise de moyen de dissuasion en ce qui concerne la consommation inappropriée et l’abus de drogues et pour fournir un indicateur objectif relatif à la consommation de drogues par les travailleurs au sein de l’industrie.

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RSP-0315 – Toxicologie judiciaire de l’alcool et pratiques exemplaires en matière de dépistage de l’alcool en milieu de travail

L’alcool constitue actuellement la drogue la plus répandue et la plus préoccupante qui peut avoir une incidence sur la sécurité au travail. La toxicologie judiciaire de l’alcool, y compris son absorption, sa répartition et son élimination, et le calcul du taux d’alcoolémie (TA) sont abordés brièvement dans ce rapport. L’alcool est un dépresseur et peut nuire à la performance humaine à un TA aussi faible que 20 mg/100 ml. Les facultés sont de plus en plus affaiblies à mesure que le TA augmente.

De nombreux ouvrages scientifiques confirment que les limites proposées en ce qui concerne le TA en milieu de travail, soit 20 à 39 mg/100 ml (entraînant le retrait temporaire d’un travailleur en ce qui concerne les tâches importantes au plan de la sûreté) et égal ou supérieur à 40 mg/100 ml (entraînant une violation de la politique sur l’aptitude au travail et le retrait du travailleur en ce qui concerne les tâches importantes au plan de la sûreté) sont scientifiquement valables. Comme le montrent les calculs, un TA égal ou supérieur à 20 mg/100 ml n’aura aucune incidence pour les buveurs sociaux qui consomment plusieurs verres de vin au souper ou plusieurs bouteilles de bière dans la soirée et qui vont travailler le lendemain matin.

La méthode la plus efficace et la plus objective pour établir l’altération de la performance humaine consiste à déterminer le TA. La meilleure méthode et pratique pour déterminer le TA en milieu de travail est fondée sur l’administration d’un alcootest de constat. Un test de dépistage initial de l’alcool peut être effectué rapidement et efficacement à l’aide d’un détecteur d’alcool passif.

Un test de dépistage de l’alcool dans l’haleine administré au moyen d’un instrument d’alcootest de constat par un technicien qualifié à cette fin selon la procédure appropriée fournit les résultats les plus fiables, rapides et non invasifs, et constitue la meilleure pratique en matière de dépistage de l’alcool en milieu de travail. Les tests de dépistage de l’alcool dans l’urine et les tests de sobriété normalisés administrés sur place ne sont pas recommandés.

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