Commission canadienne du sûreté nucléaire
Résumés des rapports de recherche
Résumés des rapports de recherche
Les rapports des entrepreneurs sont seulement disponibles dans la langue choisie par l'entrepreneur.
Rapports produits au cours de l'année financière 2004-2005
RSP-0177 Data Collection for the ICDE (International Common-Cause Data Exchange) Project, Nuclear Safety Solution Limited
Le rapport porte sur la collecte de données pour le Projet international d'échange de données de défaillance de cause commune (ICDE).
Ce rapport décrit les activités et les méthodes de collecte des données sur les dispositifs de commutation et les transmetteurs de niveau (limnimètres) en appui au dépôt des données canadiennes au Projet international d'échange de données de défaillance de cause commune (ICDE). Ce projet international a été créé par l'Organisation pour la coopération et le développement économique (l'OCDE) pour encourager la coopération multilatérale au chapitre de la collecte et de l'analyse des données pertinentes aux événements causés par des défaillances d'origine commune dans les centrales nucléaires. Pour s'acquitter de ses obligations découlant de l'accord international de l'ICDE, la CCSN a créé son propre projet de collecte de données dans les centrales nucléaires canadiennes. Nous décrivons le processus de collecte de données sur les dispositifs de commutation et les limnimètres dans les centrales nucléaires canadiennes, ainsi que les méthodes utilisées pour analyser les données et les coder dans la banque de données de l'ICDE, Nous présentons également des statistiques sommaires tirées des données.
RSP-0178 Feasibility Study: Saskatchewan Uranium Miners Cohort Study (Part II), SENES Consultants Ltd.
Le rapport porte sure l'étude de faisabilité : étude des cohortes des mineurs d'uranium de la Saskatchewan (partie II).
Les études épidémiologiques antérieures des mineurs, qui en vertu de leur travail, sont exposé au radon ont indiqué l'existence de relations entre le risque de cancer des poumons et cette exposition. Depuis 1975, l'exposition au radon dans les mines de la Saskatchewan, quoique toujours présente, est très inférieure à celle signalée dans les études antérieures. Le groupe de travail sur l'étude des cohortes des mineurs d'uranium de la Saskatchewan a commandé une étude pour évaluer la faisabilité d'une étude épidémiologique des mineurs actuellement en activité.
Nous avons considéré le rendement statistique de deux types d'études épidémiologiques : une surveillance basée sur le ratio normalisé de mortalité et une étude de cohortes basée sur la régression du risque de cancer en fonction de l'exposition au radon. Les données relatives à l'exposition et à la démographie du Registre national de dosimétrie du Canada ont été utilisées pour construire une cohorte représentative aux fins de l'étude de faisabilité. Sa construction a entraîné la création d'une cohorte hypothétique de personnes recrutées après 2000. Pour le suivi en 2010, 2020 et 2030, le nombre prévu de cancer des poumons a été calculé à partir des taux de références pour le cancer des poumons, la distribution en âge et en sexe de la cohorte, les expositions au radon et un modèle de l'excès relatif du risque. Nous avons utilisé la simulation du nombre observé de cancer du poumon, basée sur les incidences prédites, pour évaluer le rendement statistique des deux modèles d'évaluation.
Nous avons estimé généralement que les expositions professionnelles étaient faibles par rapport à l'exposition domiciliaire, subie au cours de toute la vie, et faibles relativement à aux variations probable de l'exposition domiciliaire. Étant donné la faiblesse des doses domiciliaires totales reçues et le modèle de risque considéré dans cette étude, l'excès de risque modélisé attribuable à l'exposition au radon était faible relativement aux risques prévus, ou de référence, pour le cancer du poumon. La probabilité qu'une étude, même si elle dispose d'une information parfaite sur les expositions et des incidences de référence exactes pour le cancer des poumons, puisse détecter un excès statistiquement significatif du risque découlant d'une exposition au radon est quasi nulle. La sélection d'une population de référence pour estimer les cancers du poumon prévus constituerait une des difficultés de l'étude de surveillance, puisque de petits écarts dans la prévalence du tabagisme surpasseraient probablement le risque potentiel attribuable à l'exposition domiciliaire au radon. En outre, on croit que l'exposition professionnelle au radon serait faible par rapport aux variations possible de l'exposition domiciliaire au radon. Les résultats d'une étude de surveillance seraient très sensibles au choix des données de référence pour le cancer du poumon.
D'un point de vue pratique, il est possible de réaliser une étude future : on peut collecter des données, on dispose de la méthodologie et des outils de mesure nécessaires et on possède de l'expérience dans ce type d'analyses. De notre point de vue, une éventuelle étude épidémiologique de ces personnes n'apportera que très peu de gains scientifiques à la compréhension des relations entre les risques de cancer du poumon et l'exposition au radon. De même, une étude de surveillance (avec le ratio normalisé de mortalité) n'aurait pas la puissance statistique nécessaire pour détecter un excès de risque découlant de l'exposition au radon. Il pourrait néanmoins être souhaitable d'évaluer la possibilité d'autres maladies, de rassurer les mineurs et de démontrer que les organismes publics de santé et les entreprises font preuve de diligence.
RSP-0179A Technologies for Mitigating Tritium Releases to the Environment, Tritium Solution Inc.Le rapport porte sur les technologies d'atténuation des rejets de tritium dans le milieu.
Les vingt dernières années ont vu des améliorations considérables à la technologie de capture du tritium. Ces développements sont particulièrement adaptés à l'industrie de l'éclairage radio-luminescent. Toutefois, étant donnée la pression économique d'un marché limité et la mise en place de règlements plus sévères aux plans de la sécurité et de l'environnement, l'adoption par l'industrie de ces nouveaux autres appareils pour leurs usines a été lente.
La technologie de capture du tritium a été mise au point pour les flux d'air et le flux de gaz inerte. L'enlèvement du tritium des flux d'air repose sur l'oxydation du tritium élémentaire et la collecte de l'eau titriée sur des séchoirs. La récupération du tritium des flux de gaz inerte se fait aussi par oxydation. On peut également utiliser la technologie des dégazeurs métalliques pour détrier les flux de gaz inerte en capturant directement le tritium élémentaire, sans passer par l'oxydation.
La récupération directe du tritium élémentaire se traduit par plusieurs avantages. La manipulation du tritium élémentaire est beaucoup moins dangereuse que celle de son oxyde. Dans certains cas, on peut retourner le tritium élémentaire à son dispositif de stockage original pour le réutiliser. Ceci dit, les technologies basées sur l'oxydation sont généralement plus fiables. Toutefois, à moins d'installer une infrastructure particulière, on considère généralement que le tritium oxydé est déchet destiné au stockage terrestre. Ainsi, avant de choisir une technologie, on devra soigneusement étudier chaque utilisation de la capture du tritium, pour jauger les avantages et les inconvénients de l'oxydation en regard de ceux découlant de la récupération directe.
La technologie de capture n'apporte pas de solution instantanée aux procédés qui présentent des rejets accidentels chroniques ou répétés. On doit, plutôt, l'intégrer au fonctionnement du procédé. Les appareils de captures et le procédé doivent être configurés pour assurer leur sécurité et leur fiabilité. Par exemple, il est préférable d'installer des sous-circuits de capture fermés en boucle que des systèmes à passage unique. Les conduites d'évacuation des boucles de procédé vers les cheminées devraient être soumises à un contrôle continu de la radioactivité et dotées de vannes de coupure automatiques prévenant le rejet si la radioactivité dépasse un seuil préétabli.
Les aspects économiques favorisent les petits systèmes. Pour limiter la taille de l'appareil de capture, on devra d'abord s'assurer de traiter les émissions aussi près de leur source que possible et, assurément, avant qu'elles soient trop diluées par l'air ou un gaz inerte. Il est préférable de distribuer des sous-circuits de capture plutôt que de raccorder un grand système de d'élimination à la cheminée. Les coûts de la première option sont beaucoup moindres. En outre, les rejets émis par un procédé n'affecteront pas le fonctionnement des autres procédés.
RSP-0179B Good Work Practice for Effective Tritium Management, Tritium Solution Inc.Le rapport porte sur les bonnes pratiques de travail pour une gestion efficace du tritium.
Le tritium est le radionucléide le plus bénin. Sa désintégration produit un électron de faible énergie ne pouvant traverser que six millimètres d'air et qui, donc, ne peut pénétrer la couche morte de la peau. Toutefois, puisqu'il est un isotope de l'hydrogène, il peut facilement s'y substituer dans les molécules d'eau et les composés organiques. Une fois attachée à ces espèces chimiques, il peut être facilement absorbé par les humains et l'environnement. Bien qu'une exposition fatale due à l'absorption de tritium soit très improbable, l'exposition chronique est possible, a moins de prendre des précautions pour le confiner.
De modestes investissements dans l'infrastructure permettent de confiner et de manipuler en toute sécurité le tritium, réduiront à des niveaux insignifiants les rejets chroniques et accidentels et, pour le personnel, se traduira par une exposition négligeable.
Ce document décrit de la nature du tritium et de ses interactions fondamentales avec les matériaux. Parmi les facteurs qui déterminent la compatibilité d'un matériau avec le tritium, on trouve leur stabilité des lorsqu'ils sont soumis à un bombardement d'électrons de basse énergie et de particules d'hélium 3 chargées produits par la désintégration du tritium. Le tritium traverse facilement les joints et les contenants élastomériques. On devrait éviter de les installer aux endroits où l'on trouve du tritium dans l'air ou sous forme élémentaire. Nous donnons les équations permettant d'estimer l'infiltration du tritium au travers de surfaces d'acier inoxydable chaudes.
Le contrôle est un élément vital de la gestion des expositions et des rejets de tritium. Un contrôle en temps de continu permet une rétroaction immédiate sur le fonctionnement des boucles de procédé ce qui se traduit par une réduction des l'expositions et des rejets accidentels ou chroniques. Le contrôle passif est plus sensible que le contrôle en temps continu. Sa fonction principale est de déterminer la tendance de la contamination due à une installation, d'indiquer l'effet d'une installation sur son environnement et de démontrer que les rejets émis par une installation sont en deçà des seuils réglementaires. Le contrôle de la radioactivité des surfaces réduit la diffusion de la contamination dans une installation et l'exposition à laquelle les employés sont soumis. Les frottis permet d'estimer les dangers posés par la radioactivité d'une surface. Les contrôles de l'activité des surfaces permettent de tenir un inventaire du tritium aux fins de l'évacuation des déchets solides contaminés.
Les émissions accidentelles et chroniques de tritium ont des origines et des amplitudes différentes. Généralement, le tritium gazeux peut s'échapper à cause d'un bris d'un appareil ou d'une composante ou à la suite de l'évacuation accidentelle d'une boucle de procédé. La présence d'un confinement secondaire, surveillé par un préposé et munie de systèmes simples de récupération est un moyen très efficace d'atténuer les fuites de tritium. Ces systèmes devraient diriger le gaz vers le système de récupération. On peut installer sur les conduits d'évacuation des vannes automatiques d'isolement commandées par un contrôleur de procédé en ligne qui préviendront les fuites accidentelles de tritium. On peut réduire les fuites chroniques en installant de simples collecteurs de tritium à passage unique. On devra comparer le coût d'installation des appareils de récupération de tritium à l'ampleur des rejets et du risque qu'ils constituent.
On devrait diviser les installations en trois zones : une zone 1 réservée au travail sans radioactivité; une zone 2 servant de transition entre la zone 1 et une zone 3, pouvant être légèrement contaminée, mais ne comportant pas de source exposée; et une zone 3 où s'effectuerait tout le travail sous radioactivité. Les flux d'air devraient entrer dans l'installation par la zone 1 pour ressortir par la zone 3.
RSP-0180 The Toxicity Investigation of Uranium to Aquatic Organisms, Vizon Scitec Inc.Le rapport porte sur la recherche sur la toxicité de l'uranium pour les organismes aquatiques.
Lors de cette étude, nous avons étudié les toxicités aiguës et chroniques de l'uranium chez six espèces d'eau douce dans des milieux peu alcalins (~5 mg/L de CaCO3) et de duretés différentes (de 5 à 24 mg/L de CaCO3).
Les essais de survie et de croissances sur sept jours indiquent que la dureté n'a pas d'effet sur la toxicité de l'uranium chez le vairon à grosse tête (Pimephales promelas). Les essais réalisés pour des duretés moyennes mesurées de 23, 72, 131 et 244 mg/L de CaCO3 ont donné des CL 50 respectivement de 1,6 (1,5 - 1,8), 2,1 (2,0 - 2,1), 2,0 (2,0 - 2,1) et 1,5 (1,3 - 1,7) [moyenne géométrique des concentrations d'uranium en mg/L dans l'intervalle de confiance de 95 % ]. Aucun n'effet important sur la croissance n'a relevé aux concentrations testées.
Les fretins de truite arc en ciel (Oncorhynchus mykiss) n'ont pas montré de sensibilité à la toxicité de l'uranium dans les essais statiques de 96 heures. Ils ne semblent pas, non plus, avoir été affectés par la dureté. Les tests statiques de 96 heures avec des duretés de 20, 68, 126 et 243 mesurées en mg/L de CaCO3 ont donné des CL 50 similaires à celles associées aux concentrations de 4,2 (2,6 - 6,7), 3,9 (2,4 - 6,3), 4,0 (2,5 - 6,3) et 3,8 (2,4 - 5,9) mg d'U/L, respectivement.
Nous avons réalisé deux essais embryon-alevin de truites arc-en-ciel dans deux duretés moyennes mesurées de 6 et 61 mg/L de CaCO3.Nous avons utilisé des expositions de 31 et 30 jours respectivement, depuis le moment de la fertilisation. Nous avons observé une toxicité très supérieure de l'uranium dans l'eau la moins dure; la CL 50 estimée était de 0,46 (0,40 - 0,51) mg U/L, alors que dans l'eau plus dure, elle s'estimait à 0,64 (0,63 - 0,65) mg U/L.
Nous avons réalisé trois essais de survie et de reproduction d'une portée de Ceriodaphnia dubia dans des eaux de quatre duretés différentes : 5, 17, 124 et 252 mg/L de CaCO3. Dans tous les cas, nous avons obtenu une mortalité de 100 % pour la concentration la plus élevée testée, soit de 0,40 à 0,46 mg U/L, entre 24 et 96 heures après de début de l'essai et, à la fin du test, des mortalités allant de partielle à totale pour la concentration plus élevée suivante de 0,16 à 0,18 mg U/L. Les CL 50 estimées ne différaient pas d'un essai à l'autre et s'élevaient à 0,16 (0,12 - 0,17), 0,14 (0,12 - 0,18), 0,10 (0,014 - 0,20) et 0,11 (0,068 - 0,21) mg U/L pour les essais avec une dureté de 5, 17, 124 et 252 mg/L de CaCO3, respectivement. Nous avons observé que la génésotoxicité (toxicité pour la reproduction) était inférieure pour une dureté moyenne mesurée de 17 mg/L de CaCO3, Relativement aux autres valeurs de dureté de l'eau. Nous avons obtenu des estimations de la CI 50 pour la reproduction de 0,092 (0,079 - 0,10), 0,11 (0,11 - 0,11), 0,053 (0,036 - 0,098) et 0,095 (0,062 - 0,11), respectivement.
Lors des essais en eau de survie et croissance sur 14 jours de Hyalella azteca, la survie s'est révélé être un indicateur plus sensible que la croissance. L'effet de la dureté était évident : la toxicité diminuant en raison inverse de la dureté. Nous avons estimé que les CL 50 sur quatorze jours étaient respectivement de 0,017 (0,0088 - 0,038), 0,14 (0,12 - 0,16), 0,20 (0,17 - 0,24) et 0,34 (0,19 - 1,8) mg U/L pour des duretés moyennes mesurées de 17, 61, 123 et 238 mg/L de CaCO3.
Nous avons étudié la toxicité de l'uranium pour l'algue Selenastrum capricornutum avec l'essai de 72 heures d'inhibition de la croissance sur microplaque. Nous l'avons soumis à cinq duretés nominales, nommément 5, 15, 64, 122 et 228 mg/L de CaCO3 et obtenu des estimations respectives pour la CI 50 de 0,16 (0,11 - 0,19), 0,17 (0,078 - 0,20), 0,10 (0,079 - 0,11), 0,20 (0,11 - 0,30) et 0,20 (0,16 - 0,21) mg U/L.
Lors des essais de sept jours d'inhibition de la croissance, Lemna minor n'a pas montré de sensibilité à la toxicité de l'uranium, bien qu'un léger effet de la dureté ait été observé. Les tests réalisés avec une dureté moyenne mesurée de of 35 mg/L de CaCO3 ont donné des estimation pour la CI 50 (nombre de frondes) de 7,4 (6,4 - 9,2) mg U/L, alors que les essais avec une dureté de 137 mg/L de CaCO3 ont produit des estimations de 16,4 (14,8 - 18,2) mg U/L (moyenne de la concentrations d'uranium sur la période). Le nombre de frondes a donné des estimations inférieures à la mesure de la masse sèche. Nous avons obtenu des estimations de l'indice IC 50 (masse sèche) de 13,1 (9,1 - 15,6) et 35,5 (5,6 - 53,2) mg U/L pour une dureté moyenne mesurée de l'eau de 35 et 137 mg/L de CaCO3, respectivement.
Globalement, H. azteca, C. dubia et S. capricornutum ont été les espèces les plus sensibles à la toxicité de l'uranium, à des concentration allant de 0,017 à 0,34 mg U/L. Elles sont suivi des truites arc-en-ciel aux stades embryon et alevin, avec une estimation entre 0,46 et 0,64 mg U/L. La létalité sur 96 heures de l'uranium est presque moitié moindre pour le mené tête de boule que pour le fretin de truite arc-en-ciel (soit 1,8 - 2,1 mg U/L par rapport à 3,8 - 4,2 mg U/L). De toutes les espèces testées, L. minor est la moins sensible, nous estimons que pour être toxique, la concentration doit dépasser 7,4 mg U/L. Nous n'avons observé une baisse de toxicité en raison inverse de la dureté de l'eau que pour H. azteca, L. minor et les embryons et alevins de la truite arc-en-ciel. C'est avec les essais sur Hyalella azteca que cette baisse de toxicité avec l'augmentation de la dureté a été la plus marquée. Nous avons observé une augmentation de la CL 50 sur 14 jours de 0,017 mg U/L dans l'eau douce à 0,35 mG U/L dans l'eau douce, soit une division par vingt de la toxicité.
RSP-0181 Survey of CANDU Fuel Bundle Experiments Under High Temperature Conditions, Mir Consulting Inc.Le rapport porte sur le tour d'horizon des expériences sur les grappes de combustible CANDU soumises à de fortes températures.
On a suggéré une dégradation grave du refroidissement du combustible CANDU pour un certain nombre de scénarios d'accidents dans les limites du dimensionnement. Les scénarios comprennent les premiers stades d'un grand accident de perte de réfrigérant primaire (APRP), certains événements dans un seul canal, comme les bris des tuyaux d'admission, et certains phénomènes transitoires de perte d'écoulement. Conséquence de ces incidents, la température du combustible peut dépasser le seuil des déformations thermiques et d'une série de phénomènes connexes causés par les fortes températures. Ceci peut mettre à mal la capacité des d'une grappe de combustible de conserver la configuration géométrique permettant son refroidissement, ce qui ne menace pas l'intégrité de l'ensemble du canal. Le grave déséquilibre entre l'ajout d'énergie dans le combustible et l'extraction de la chaleur de ses surfaces, amplifié par la forte saute de puissance dû à la réactivité cavitaire positive apparaissant tôt lors des APRP transitoires se traduit par une combinaison de phénomènes interreliés de haute température (par exemple déformation des gaines du combustible, variations inégales des dimensions du combustible, affaissement des éléments, déformation des plaques d'extrémité, oxydation du ziracaloy, déplacement de la fusion) et peut modifier sérieusement la forme de la gaine et du tube de force. Bien qu'il prenne des mesures extrêmes visant à minimiser la probabilité de tels accidents, les titulaires de permis pour les réacteurs CANDU doivent démontrer de façon convaincante que toute menace crédible à l'intégrité du combustible ou des canaux est combattue à la fois par la conception du combustible et les systèmes techniques de sécurité. Les titulaires doivent également démontrer que le combustible conservera une forme permettant son refroidissement pendant une saute de chaleur et la ré-inondation subséquente. Les dépôts de demande de permis signalaient aussi des surchauffes graves de grappes de combustible et leur déformation pour des scénarios d'APRP comprenant le défaut additionnel d'injection, en temps voulu, du refroidissement d'urgence du cour.
Lors d'un grand APRP, une rupture précoce du tube de force causée par le contact avec une grappe surchauffée et déformée est un résultat indésirable qui doit être exclu par des analyses intégrées et non ambiguës. Cette analyse doit être fondée sur des logiciels validés, exécutés sur toute la gamme prévue des conditions d'accident, représentant dans la mesure du possible l'étendue des phénomènes sous-jacents les plus pertinents. En cas d'accident combinant un APRP et une perte de l'injection du réfrigérant d'urgence du coeur, les fortes températures des grappes et leur déformation seront inévitables, mais les incertitudes découlant des termes sources de l'hydrogène et des produits de fission peuvent être minimisés par les logiciels qui reconnaissent et modélisent les différents changements thermiques, chimiques, métallurgiques et mécaniques qui définissent l'état d'une grappe déformée et sa capacité de transférer la chaleur aux puits de chaleur disponibles et de contenir les produits de fission. Il est également nécessaire de disposer de logiciels valides décrivant le comportement des grappes de combustible à haute température pour traiter des phénomènes transitoires apparemment lents et bénins comme la dégradation de l'écoulement dans un seul canal, la perte d'une pompe, etc. qui peuvent provoquer l'assèchement sélectif du combustible à certains points du chapelet de combustible.
La préparation de ce rapport a exigé l'examen de la banque de données expérimentales disponibles afin d'y trouver les indications sur la phénoménologie du comportement à haute température des grappes de combustible en situation réelle et contribuer à la validation des logiciels disponibles utilisés lors des demandes de permis et aux autres analyses probantes. Le rapport traite particulièrement des expériences pour établir le seuil des déformations d'éléments de combustible due à la haute température et des communications relatant des expériences sur les grappes de combustible réelles ou simulées soumises à de fortes températures. Il examine les logiciels traitant du comportement des grappes de combustible, utilisés pour les demandes de permis depuis les trente dernières années. Nous ne prévoyions pas effectuer une recension exhaustive de toutes les expériences sur les grappes de combustible ou les logiciels les décrivant, notamment ceux encore au stade de la mise au poin ; ce n'était pas notre intention. Nous avons toutefois produit une liste exhaustive des écrits connexes, que l'on pourra consulter plus avant les questions soulevées et confirmer les conclusions de cette étude.
Nous concluons que les logiciels de simulation du comportement des grappes à haute température et les expériences conçues pour les valider présentent des défaillances importantes et graves au chapitre de la géométrie et des phénomènes découlant de l'exposition aux hautes températures. Le rapport reconnaît que les méthodes disponibles actuellement sont peu diverses et limitées, et que leur application est restreinte. Nous concluons que les logiciels de simulation du comportement des grappes à haute température et les expériences conçues pour les valider présentent des défaillances importantes et graves au chapitre de la géométrie et des phénomènes découlant de l'exposition aux hautes températures. Elle recommande plutôt une méthode de modélisation comportant une représentation intégrée du comportement du canal de combustible, tenant compte de toutes les rétroactions phénoménologiques importantes, ainsi que la capacité de modélisation d'une gamme plus vaste de comportement de combustible, enfin que les incertitudes imprévues par l'industrie - notamment une saute de puissance produite par un grand APRP - ne nuira pas à la capacité des analystes en sûreté d'étudier les phénomènes transitoires dans le combustible, sans pécher par prudence et sans devoir attendre pendant des années l'apparition d'une nouvelle méthodologie.
Si on a réalisé des progrès en modélisation thermique des grappes non déformées dans les logiciels thermo-hydrauliques intégrés, comme CATHENA and TUF; depuis dix ans, on n'a pas produit de nouveaux logiciels capables de modéliser la phénoménologie complexe de la caléfaction des grappes de combustibles et leur déformation, à l'exception de quelques vagues tentatives de simulation de grappes entières en modifiant à rebours les logiciels (p. ex. ELOCA), « reconditionnées » sous de nouveaux noms (p. ex. FACTAR) et dissociés des phénomènes thrermo-hydraulique du noyau. Il est difficile d'expliquer l'arrêt de la recherche-développement dans ce domaine, mais les résultats sont évidents. Même les tentatives simples pour combiner les capacités de la modélisation du comportement thermo-mécanique du programme ELOCA avec le rejet de produit de fission simulé par SOURCE se sont ralenti. Les programmes de recherche dans ce domaine ont été littéralement arrêté, bien que l'on comprenne de mieux en mieux les incertitudes des prédictions par le logiciel du comportement des grappes détériorées.
Dans ce rapport, nous proposons une architecture globale pour un nouveau logiciel de prédiction du comportement d'un canal de combustible soumis à une forte température. Son optique diffère de celle des modèles précédents, en ceci qu'elle reconnaît et exploite dynamiquement la rétroaction des autres grappes et des canaux ainsi que la réaction du circuit caloporteur, tout en modélisant d'autres phénomènes. À l'époque des ordinateurs 80486, nous avons utilisé une telle approche pour créer des modèles des composantes du cour du réacteur CANDU, dans un logiciel MAAP CANDU existant, simulant un endommagement grave du cour, réparti sur plusieurs canaux. Étant donné la croissance exponentielle de la puissance de calcul et l'apparition de nouvelles techniques d'analyse numérique, un an de travail permettrait de mettre un tel programme au point.
Pour conclure, l'industrie doit consacrer des ressources proportionnées aux incertitudes et aux risques occasionnés par les accidents qui peuvent produire des déformations des grappes, afin de mettre rapidement au point des logiciels validés qui représenteront mieux le comportement anticipé de grappes réelles dans des conditions où un refroidissement très inadéquat produirait une forte hausse de température.
L'avantage final pourrait être la réduction des incertitudes pour les services publics qui, ne disposant pas d'outils permettant de réduire les incertitudes, doivent en vertu des règlements faire fonctionner leurs centrales sous leur capacité ou avec une prudence excessive. En outre, des changements à la conception et au fonctionnement se traduisant par un meilleur service au public pourraient découler d'une meilleure compréhension du comportement du combustible soumis à des conditions de forte température inévitables dans certains scénarios postulés d'accident, en deçà des limites de dimensionnement. Puisque le nombre de questions fondamentales de sûreté sont restées ouvertes depuis la dernière décennie, les organismes de réglementation devront imposer des échéanciers plus serrés pour l'élaboration, la livraison et l'utilisation de logiciels, d'avant-garde, d'analyses d'accidents correctement validés.
RSP-0182A Designing and Implementing a Radiobioassay Program, CNSC Working Group on Internal DosimetryLe rapport porte sur la conception et mise en oeuvre d'un programme d'essais biologiques.
Ce rapport s'ajoute aux renseignements présentés dans un premier rapport du Groupe fédéral-provincial sur les critères relatifs aux essais biologiques et à la surveillance in vivo intitulé Critères relatifs aux essais biologiques 1 - critères généraux pour les essais biologiques (Santé Canada 1980). Il présente les fondements de la conception et de la mise en oeuvre d'un programme de biodosage de la radioactivité, constituant la composante de dosimétrie interne d'un programme de radio protection à l'intention des travailleurs. Il apporte une réponse à trois questions :
a) les essais biologiques sont-ils nécessaires ?
b) comment devrait-on les effectuer, et avec quelle périodicité?
c) quelle est la signification des résultats ?
Dans certaines conditions de travail, des personnes peuvent être exposées à divers radionucléides, sous différentes formes chimiques favorisant leur inhalation, leur ingestion ou leur absorption par la peau intacte ou par une plaie ouverte L'objectif d'un programme de biodosage de la radioactivité est de contrôler l'absorption de substances radioactives par les travailleurs. Les résultats du contrôle servent à estimer la dose équivalente ou efficace subie par une personne. Ainsi, un programme de biodosage de la radioactivité permet de s'assurer du fonctionnement adéquat des programmes de réduction de la contamination interne, sur les lieux de travail.
Ce rapport a été produit par le groupe de travail sur la dosimétrie interne de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Ce groupe de travail est formé d'experts en dosimétrie interne provenant de l'industrie, des sciences de la santé et du gouvernement.
RSP-0182B Radiobioassay and Dose Assessment for Intakes of Tritium, CNSC Working Group on Internal DosimetryLe rapport porte sur l'essais biologiques et évaluation des doses absorbées de tritium.
L'objectif de ce rapport est de compléter les informations précédemment présentées dans des documents comme le rapport du Groupe fédéral-provincial sur les critères relatifs aux essais biologiques et à la surveillance in vivo (Santé et Bien-être social Canada, Direction de l'hygiène du milieu, 82 EHD 87).
Ce rapport présente les plus récentes informations de sources canadiennes et internationales sur le biodosage du tritium et traite exhaustivement de tous ses aspects. On y trouvera une méthode pour sélectionner quels travailleurs devraient participer au programme de biodosage, en fonction des quantités de tritium qu'ils manipulent. Le rapport décrit les principales formes de l'exposition au tritium et on y recommande des fréquences et des méthodes de contrôle. On y traite des questions d'étalonnage et de qualité des appareils d'analyse par scintillation en milieu liquide et des principales méthodes de biodosage (analyse des urines).
Un élément important de ce rapport est l'examen des modèles métaboliques des différentes formes de tritium et de leur utilisation pour l'évaluation des doses consécutives à l'exposition à ce radionucléide. L'interprétation des résultats du contrôle de la contamination au tritium et de l'évaluation des doses est illustrée par des exemples de calculs complets des expositions chroniques et aiguës. On y discute également de la précision de l'évaluation des doses, après une période de 14 jours de contrôle de l'oxyde de tritium.
RSP-0183 Background Radionuclide Concentrations in Major Environmental Compartments of Natural Terrestrial Ecosystems, ECOMatters Inc.Le rapport porte sur les concentrations naturelles de radionucléides dans les grands milieux environnementaux des écosystèmes terrestres
La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires investit la CCSN du mandat de la protection des milieux contre les matières radioactives. Celle-ci doit faire en sorte que les installations autorisées et leurs activités ne causent de risques déraisonnables à l'environnement. L'évaluation des effets potentiels du rejet de radionucléides dans l'environnement exige, en outre, des données plus fiables sur les concentrations naturelles des radionucléides dans les écosystèmes terrestres naturels. Également, on ne dispose pas de données sur les hypothèses relatives à l'équilibre séculaire des radionucléides des chaînes de désintégration du thorium (Th) et de l'uranium (U). Qui plus est, on a peu collecté de données pour établir de façon intégrée les concentrations naturelles des milieux terrestres (sol, plantes, biotes), ce qui permettraient d'évaluer, pour un site donné, la migration des radionucléides d'un milieu de l'écosystème terrestre à un autre. Ce projet avec comme objectifs de :
Si la collecte d'échantillons environnementaux semble être simple, il est très difficile de prélever des échantillons valables dont on pourra tirer des données répondant à des questions précises. Des nuances subtiles dans l'énoncé des objectifs modifient en profondeur les détails de la méthodologie.
Le projet a permis l'élaboration d'une méthodologie d'échantillonnage qui assure qu'un projet rencontrera ses objectifs. Nous avons adopté l'approche des objectifs de qualité de données. Nous avons découvert que l'on devait, avant tout, tenir compte des coûts de l'analyse et de la représentation des domaines géographiques. La méthodologie résultante est constituée d'un plan d'échantillonnage qui maxime le rapport avantages-coûts pour les attentes particulières de ce projet. Le niveau suivant de méthodologie que nous avons élaboré est constitué des directives pour le terrain, qui comprennent des critères de définition de la taille et de l'inclusivité, de sélection des espèces à échantillonner et de détermination du moment de prélèvement; ainsi que des spécifications sur : la manipulation des échantillons, les informations supplémentaires, la propreté, l'archivage et la réplication. Nous prévoyons que ce document outillera un technicien-spécialiste du milieu expérimenté (ou son équivalent) pour recueillir des échantillons d'une manière conforme avec les objectifs et méthodes globaux des programmes présents et à venir.
Nous avons prélevé des échantillons de sept sites représentatifs d'autant de grandes régions naturelles et écozone. Ce sont, d'est en ouest :
Ces sites ont été soigneusement caractérisés et leur géologie, leur pédologie et leur flore ont été documentées. Sur ces sites, nous avons recueilli 163 échantillons végétaux de 38 espèces. Elles ont été choisies parce qu'elles étaient les espèces dominantes et, aussi, parce qu'elles ont pu être échantillonnées à d'autres sites (aux fins de comparaisons corrélatives), les espèces fruitières ou comestibles et plusieurs types de végétaux, y compris les champignons. Le choix des espèces végétales couvre un vaste éventail, dont voici les appellations vernaculaires : l'amélanchier, l'asclépiade, l'aubépine, le bleuet (myrtille), la canneberge, le cerisier de Virginie, les champignons, le chêne, le clavalier, l'épinette, l'érable, la fougère, le fraisier, le framboisier, le genévrier, les graminées, le lédon du Groenland (thé du Labrador), le lichen, la mousse, le nerprun, le noisetier, le pin, le pois sauvage, le pommier, le prêle, la pruche du Canada, le raisin, le robinier, le rosier, la salsepareille1, le sapin baumier, le saule, le thé des bois, le thuya, le trèfle et le vinaigrier. Afin de faciliter la quantification de la variabilité spatiale, on a échantillon 18 de ces espèces dans plus d'un site. Tous les échantillons de sol et de plantes ont été analysés pour déterminer la teneur en radionucléides des trois séries radioactives, ils ont également été soumis à une analyse multi-élémentaire par spectrométrie de masse à plasma inductif. Certains échantillons ont été séparés selon leurs tissus (p. ex. les feuilles et les ramilles) qui, ensuite, on été analysés séparément par spectromètrie de masse.
Nous avons aussi réalisé une recension des écrits sur les concentrations naturelles des éléments radioactifs dans la biosphère terrestre du Canada, en mettant l'accent sur les radionucléides primordiaux des séries de l'uranium et du thorium en milieu naturel. L'information sur la présence ou le degré d'équilibre séculaire, notamment, les rapports d'activités isotopiques 210Po/210Pb et 210Pb/226Ra présentent un intérêt particulier. Nous avons trouvé que la moyenne et la fourchette de l'activité ambiante du sol due aux natU, 226Ra, 210Po et 210Pb étaient similaires pour toutes les régions, ce qui suggère que ces espèces aient atteint un quasi équilibre isotopique et que leur accumulation dans le sol se poursuit depuis longtemps. Toutefois, les rapports isotopiques 210Po/210Pb et 210Pb/226Ra trouvés pour tous les végétaux dans toutes les régions varient fortement, bien que certaines tendances soient décelables. Généralement, les données indiquent que les rapports 210Po/210Pb sont habituellement inférieurs à 1,0, ce qui indique que le temps passé par ces éléments dans l'organisme n'a pas été assez long pour que l'équilibre séculaire ait été atteint. Les rapports 210Po/210Pb des conifères sont ordinairement plus proche de 1,0, ce qui indique que la rétention plus longue par les aiguilles et l'écorce accorde donne plus de temps aux nucléides pour évoluer vers l'équilibre, par rapport aux annuelles comme les graminées et autres herbacées et les arbustes caducifoliés. Le rapport 210Po/210Pb chez le lichen est plus proche de 1,0. L'atteinte de l'équilibre s'explique par leur période de rétention de la poussière qui peut s'étendre sur environ 50 ans. Les rapports 210Po/210Pb trouvés chez les espèces marécageuses sont généralement très inférieurs, ce qui s'expliquerait par la réduction de la déposition depuis l'atmosphère du 210Pb issu de la désintégration du radon (222Rn) qui s'émane des sols.
Alors que les concentrations en 210Pb et 210Po dans les tissus végétaux étaient presque en équilibre séculaire, elles n'étaient pas en équilibre avec la teneur du 226Ra parent. Les rapports de 210Pb/226Ra sont plus élevés que leur valeur à l'équilibre, ce qui suggère le dépôt atmosphérique du 210Pb issu de la désintégration du radon. Les plantes annuelles semblent présenter un rapport 210Pb/226Ra moins que celui des vivaces, ce qui confirme que la voie d'absorption du 210Pb que nous suggérons soit importante. La forte variabilité trouvée pour ce rapport dans la végétation - de 0,28 à 391 - et dont les valeurs les plus élevées sont associés aux lichens et aux conifères suggère que ce paramètre est peu utile pour caractériser le comportement des classes ou des espèces. La radioactivité causée par les natU, 226Ra, 210Po et 210Pb a été résumée pour toutes les classes et espèces végétales et, généralement, est très inférieure à celle du sol.
Les résultats des échantillons prélevés pour cette étude montrent certaines tendances prévisibles et se prêtent des interprétations supplémentaires. Nous retenons particulièrement :
Les décisions définies par les objectifs de qualité des données et leur réponse sont comme suit :
| Existe-t-il une corrélation positive entre les concentrations dans un milieu environnemental et celle dans son substrat? | Nous avons trouvé une corrélation positive dans le cas des plantes et du sol, toutefois cette relation n'est pas linéaire. |
| Est-ce que les concentrations de nucléides ou leur transfert entre les milieux varient d'un site à l'autre ? S'il y a variation, dépend-elle des propriétés des sols? | Les concentrations et les rapports de concentration varient d'un site à l'autre. Cette variation dépend des propriétés du sol. En particulier, les sols sableux acides favorisent le transfert des sols aux plantes. |
| Est-ce que les rapports de radioactivités entre les radionucléides d'une chaîne de décroissance restent plutôt constants dans les sites ou d'un site à l'autre? | Le rapport 210Po/210Pb est plutôt constant d'un site à l'autre. Toutefois, les autres rapports étudiés sont très variables. |
Pour résumer, notre étude a établi un protocole d'échantillonnage, a permis une analyse des données antérieures et produit de nouvelles données qui contribuent à la caractérisation des concentrations ambiantes des radionucléides primordiaux en milieu naturel.
1 Cueillie au Manitoba.
RSP-0184A Licensing Guide: Design, R.A. Brown & AssociatesLe rapport porte sur le guide d'autorisation : Conception.
Ce projet a été lancé dans le but d'élaborer des documents sur les fondements de l'autorisation du réacteur ACR 700 qui seront utilisés par le personnel de la CCSN à titre de guide pour l'évaluation de l'aptitude à l'autorisation de la conception ACR. Le projet comporte trois documents livrables : le Report on Early Identification of Issues, le Licensing Basis Review Guide et le ACR Licensing Guide: Design. La démarche suivie pour élaborer ces documents est une démarche descendante, systématique et exhaustive. Les exigences réglementaires actuelles et les normes et pratiques de l'industrie pour l'autorisation d'un réacteur CANDU ont été examinées, et l'on a évalué si elles pouvaient s'appliquer à l'ACR. Au besoin, des changements sont proposés et de nouvelles exigences seront recommandées. La norme de sûreté NS R 1 de l'AIEA, intitulée « Sûreté des centrales nucléaires : Conception » est utilisée comme modèle pour le document Basis for the Licensing Guide: Design.
Le rapport propose des modifications qui feront du processus d'autorisation un processus qui sera davantage axé sur l'évaluation des risques que le processus actuel, qui lui, est fondé sur une démarche déterministe. Il comporte à la fois des analyses déterministes et des évaluations probabilistes de la sûreté. Le rapport recommande l'adoption d'objectifs de sûreté quantitatifs et présente un nouveau schéma de classification des événements pour l'analyse d'accidents. Des recommandations sont également faites pour changer plusieurs des règles actuelles relatives à la conception des systèmes dans le domaine de la fiabilité, des exigences de mise à l'arrêt, des exigences relatives aux déclenchements, du partage de l'instrumentation et de l'équipement entre les systèmes de procédé et les systèmes de sûreté, de la classification de la sûreté, des exigences relatives aux fuites du confinement et de l'introduction des limites et conditions opérationnelles. Ces modifications rendront le processus d'autorisation canadien plus conforme aux pratiques internationales reconnues; en même temps, il permettra de s'assurer que les centrales construites conformément à ces exigences comporteront un niveau de sûreté élevé.
Dans la mesure du possible, ce document tente de proposer des exigences qui peuvent être appliquées à la fois aux réacteurs CANDU à venir et aux autres réacteurs.
RSP-0184B Basis for Licensing Guide: Design, R.A. Brown & AssociatesLe rapport porte sur les fondements du guide d'autorisation : Conception
Ce projet a été lancé dans le but d'élaborer des documents sur les fondements de l'autorisation du réacteur ACR 700 qui seront utilisés par le personnel de la CCSN à titre de guide pour l'évaluation de l'aptitude à l'autorisation de la conception ACR. Le projet comporte trois documents livrables : le Report on Early Identification of Issues, le Licensing Basis Review Guide et le ACR Licensing Guide: Design. La démarche suivie pour élaborer ces documents est une démarche descendante, systématique et exhaustive. Les exigences réglementaires actuelles et les normes et pratiques de l'industrie pour l'autorisation d'un réacteur CANDU ont été examinées, et l'on a évalué si elles pouvaient s'appliquer à l'ACR. Au besoin, des changements sont proposés et de nouvelles exigences seront recommandées. La norme de sûreté NS R 1 de l'AIEA, intitulée « Sûreté des centrales nucléaires : Conception » est utilisée comme modèle pour le document Basis for the Licensing Guide: Design.
On trouve dans ce document des descriptions des fondements relatifs aux exigences. Cela aide à comprendre le contexte des différentes exigences et la manière dont elles ont été dérivées.
Le rapport propose des modifications qui feront du processus d'autorisation un processus qui sera davantage axé sur l'évaluation des risques que le processus actuel, qui lui est fondé sur une démarche déterministe. Il comporte à la fois des analyses déterministes et des évaluations probabilistes de la sûreté. Le rapport recommande l'adoption d'objectifs de sûreté quantitatifs et présente un nouveau schéma de classification des événements pour l'analyse d'accidents. Des recommandations sont également faites pour changer plusieurs des règles actuelles relatives à la conception des systèmes dans le domaine de la fiabilité, des exigences de mise à l'arrêt, des exigences relatives aux déclenchements, du partage de l'instrumentation et de l'équipement entre les systèmes de procédé et les systèmes de sûreté, de la classification de la sûreté, des exigences relatives aux fuites du confinement et de l'introduction des limites et conditions opérationnelles. Ces modifications rendront le processus d'autorisation canadien plus conforme aux pratiques internationales reconnues; en même temps, il permettra de s'assurer que les centrales construites conformément à ces exigences comporteront un niveau de sûreté élevé.
Dans la mesure du possible, ce document tente de proposer des exigences qui peuvent être appliquées à la fois aux réacteurs CANDU à venir et aux autres réacteurs.
RSP-0184C Review of Licensing Approach for Advanced CANDU Reactor, J.D. HarvieLe rapport porte sur l;examen de la démarche d'autorisation du réacteur CANDU avancé.
Énergie atomique du Canada limitée (EACL) est en train de mettre au point une nouvelle conception de réacteur appelé le réacteur CANDU avancé (ACR). La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) est en train de procéder à un examen de « pré autorisation » de la conception de réacteur. L'objectif de l'examen est de formuler un énoncé officiel à l'effet que la conception est apte à l'autorisation au Canada et de préciser les conditions de son autorisation.
Une composante importante de l'examen de préautorisation est l'élaboration d'un guide sur les fondements de l'autorisation, dont le but est d'identifier toutes les exigences relatives à l'autorisation et aux critères d'acceptation qui s'appliquent à l'ACR. Ceux-ci seront fondés sur les normes et guides réglementaires canadiens et internationaux, ainsi que sur les pratiques et l'expérience documentées en matière de réglementation et en vigueur dans l'industrie.
La majeure partie des travaux d'élaboration des fondements de l'autorisation est réalisée par une équipe de consultants dirigés par R.A.Brown and Associates Ltd. (RABA), en vertu d'un contrat de la CCSN. Les recommandations des consultants de RABA devraient constituer les bases d'un guide sur les fondements de l'autorisation qui sera publié par le personnel de la CCSN.
Le présent document est le produit d'un projet distinct du personnel de la CCSN ayant pour but de l'aider à comparer les différentes approches en matière de sûreté qui sous tendent le cadre réglementaire actuel relativement aux réacteurs de puissance au Canada et les nouvelles propositions présentées par les consultants RABA.
Dans le cadre de ce projet, la documentation relative à la conception présentée à la CCSN par EACL (références 1,2,3) a été examinée comme étant appropriée; il en va de même pour les documents utilisés par EACL lors des séances de familiarisation avec le personnel de la CCSN. Les rapports préparés par les consultants de RABA (références 4, 5, 6, 7, 8, 9 et 10) ont également été examinés pour vérifier s'ils étaient conformes aux conditions du contrat. Bien que les références 11, 12, 13 et 14 ne font pas officiellement partie du contrat, elles ont été examinées en raison de leur pertinence ou à cause du fait qu'elles constituent des versions mises à jour de rapports antérieurs.
Le présent examen n'a pas pour but de constituer un examen détaillé de la conception ACR ou des propositions de RABA. Les propositions relatives à des solutions de rechange ne font pas non plus partie de la portée de ce projet, en ce qui concerne les exigences relatives à l'autorisation des centrales nucléaires au Canada. L'objectif est de régler les problèmes clés qui existent entre le régime réglementaire canadien actuel et la démarche proposée par RABA, et de commenter sur les implications en matière de sûreté des changements proposés, à la lumière de l'expérience de l'auteur en matière de réglementation des réacteurs nucléaires.
RSP-0185 Radiobioassay and Dose Assessment of Mixed Fission and Activation Products, CNSC Working Group on Internal DosimetryLe rapport porte sur l'essais biologiques et évaluation de la dose de rayonnement imputable aux produits de fission mixtes et aux produits d'activation.
Ce rapport décrit les composants d'un programme de surveillance radiologique efficace relativement aux incorporations de produits de fission et de produits d'activation. Il contient également des exemples de la manière dont ce genre de programme peut être mis en oeuvre, en tenant compte des méthodes de mesure et de l'estimation de la dose. Les meilleurs modèles métaboliques et dosimétriques qui sont disponibles actuellement ont été utilisés dans la préparation du rapport.
Il aurait été et fastidieux et trop long d'examiner chaque radionucléide de manière rigoureuse dans chacun des scénarios d'incorporation, et cela n'aurait présenté que peu d'intérêt pour le public en général. Par conséquent, seuls certains radionucléides ont été choisis à titre d'exemples, notamment le 60Co, le 147Pm, le 239Pu et le 90Sr, et examinés de manière détaillée. L'application des techniques présentées dans les exemples en faisant référence aux tableaux 2a et 2b devrait permettre au lecteur de dériver les valeurs qui l'intéressent pour d'autres radionucléides.
Les travaux portant sur ce rapport ont été amorcés par le Groupe fédéral-provincial sur les essais biologiques et les critères de surveillance in vivo, qui n'existe plus aujourd'hui. Une version provisoire du document final a été publiée par le groupe de travail de la CCSN sur la dosimétrie interne, et a été révisé par J. R. Johnson en vertu d'un contrat avec IDIAS, Inc.
RSP-0186 Safety Analysis Review Guide for Non-Power Reactors, Nuclear Safety Solutions Inc.Le rapport porte sur la guide d'examen de l'analyse de sûreté pour les réacteurs autres que les réacteurs de puissance.
Il s'agit d'un guide d'examen de l'analyse de sûreté pour les réacteurs autres que les réacteurs de puissance. Ce guide donne une orientation et contient des renseignements pratiques sur la préparation du rapport de l'analyse de sûreté (RAS) pour les réacteurs autres que les réacteurs de puissance au Canada. Il décrit le contenu nécessaire du RAS afin de satisfaire aux exigences de l'AIEA en matière de sûreté qui sont établies dans le document IAEA-DS-272. Il donne également différents exemples dont le niveau de rigueur varie pour illustrer comment les méthodes d'analyse peuvent correspondre à une démarche adaptée afin de satisfaire les exigences contenues dans le document IAEA-DS-272. La démarche adaptée est une démarche axée sur l'évaluation des risques visant à s'assurer que la conception et que l'exploitation d'un réacteur autre qu'un réacteur de puissance a une défense en profondeur adéquate pour répondre aux critères de sûreté fondamentaux, où l'examen des événements est fait d'une manière proportionnelle aux risques présentés par l'installation. Cette méthode est suivie pour aider à déterminer les exigences relatives au RAS.
RSP-0187 Creation of Combined Dose Records for the Cameco Study Cohort, McLaughlin Centre for Population Health Risk AssessmentLe rapport porte sur la création de registres de doses combinés pour l'étude des travailleurs de Cameco.
La Commission conjointe fédérale-provinciale des projets d'exploitation de mines d'uranium dans le nord de la Saskatchewan, constituée en 1991, a publié un rapport en octobre 1993. Ce rapport recommandait la réalisation d'une étude épidémiologique chez tous les travailleurs des mines d'uranium en Saskatchewan, soit ceux qui y ont déjà travaillé et qui n'y travaillent plus, ceux qui y travaillent présentement et ceux qui y travailleront. Par suite de cette recommandation, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a pris les devants pour réaliser cette étude, avec une aide financière de la part du gouvernement de la Saskatchewan et de l'industrie. Cette étude a permis de mettre à jour les données estimées relatives aux décès et à l'exposition en ce qui concerne les anciens travailleurs de mine de Beaverlodge, de Port Radium et les travailleurs de Port Hope.
Le but de ces travaux était de produire un registre de doses exhaustif pour le groupe de travailleurs de Cameco en combinant les premiers registres de doses de Cameco avec ceux du Fichier dosimétrique national (FDN). L'utilisation des registres du FDN comprenait également des registres de doses autres que les registres d'Eldorado qui n'étaient pas disponibles pour Cameco, ce qui a permis d'obtenir des antécédents de doses plus complets. Le Fichier dosimétrique national (FDN) de Santé Canada a accepté de fournir des données relatives aux années 1980 à 2000 pour l'étude portant sur les anciens registres de doses de Cameco (Eldorado) qui n'avaient pas été versés dans le FDN.
Le dossier résultant sera utilisé dans une étude épidémiologique sur les travailleurs de Cameco et permettra de mettre à jour les registres de doses anciens en y versant les données manquantes dans le FDN de Santé Canada.
Les travaux ont été répartis en trois grandes étapes :
PARTIE 1 : Appariement des fichiers de « doses autres que les doses Eldorado »
L'appariement des fichiers de doses de travailleurs avec certains fichiers de doses antérieurs de Cameco autres que les doses Eldorado avec le FDN identifiés pour des cas ne se trouvant pas dans le FDN. Ces doses de travailleurs avaient été calculées à l'époque par S. Frost de Cameco.
PARTIE 2 : Appariement de la liste nominale complète de CAMECO avec le FDN
Cet appariement de données a été utilisé en vue d'établir une vérification de concordance entre les registres de la liste nominale et le FDN qui seront utilisés dans la combinaison et la comparaison des registres de doses du FDN et de Cameco.
PARTIE 3 : Production d'un registre de doses exhaustif pour le groupe de travailleurs de CAMECO
Appariement des registres de doses du groupe de travailleurs de Cameco avec ceux du FDN en vue de produire un fichier de doses pour l'enquêteur principal, Dr G. Howe, qui l'utilisera dans l'étude épidémiologique sur les travailleurs des mines d'uranium. Un fichier secondaire a également été produit en vue d'inclure les anciens fichiers de doses Eldorado manquants dans le FDN de Santé Canada.
RSP-0188 Summary Report of the Eldorado Nuclear Cohort Study, Health Statistics Division, Statistics CanadaLe rapport porte sur le sommaire de l'étude sur les travailleurs d'Eldorado Nucléaire Limitée.
Ce rapport décrit l'appariement des données contenues dans les dossiers avec les données fondamentales de qualité compilées par Statistique Canada pour une étude sur le taux de mortalité épidémiologique et sur le cancer pour 19 855 employés de Cameco/Eldorado Nucléaire Limitée. L'étude est une mise à jour d'une étude rétrospective antérieure sur la mortalité (1950 1980) qui portait sur les travailleurs d'Eldorado Nucléaire Limitée à Port Radium, à Beaverlodge et Port Hope. C'est la première fois qu'un suivi sur des personnes « encore vivantes » est effectué.
Les appariements des registres suivants ont été réalisés : (1) appariement interne des données au sein d'un groupe de travailleurs en vue d'enquêter sur les registres doubles pour un même employé et de les éliminer; (2) suivi sur des personnes « encore vivantes » en vue de déterminer l'état de santé des membres du groupe de travailleurs; (3) appariement de données avec la Base canadienne de données sur la mortalité (BCDM) pour les années 1950 à 2000 inclusivement; (4) appariement de données avec la Base canadienne de données sur le cancer (BCDC) pour les années 1969 à 2000 inclusivement.
La première étape du déroulement des travaux a consisté en une série de programmes portant sur les registres de fichiers et ayant pour but d'identifier les lacunes et les anomalies des données, et de normaliser les variables relatives aux noms et aux dates. Ensuite, un appariement interne des données a été fait pour les registres du groupe afin d'identifier les fichiers doubles. Après résolution manuelle de l'appariement interne fait par les membres de l'étude, un suivi sur des personnes « encore vivantes » a été réalisé en vue de déterminer l'état de santé des membres du groupe de travailleurs à la fin de la période de suivi. Cette activité a également permis d'identifier et de confirmer les décès et de s'en servir comme outils efficaces pour évaluer la correspondance des décès. Cette évaluation a été possible pour 60 % des personnes qui avaient un numéro d'assurance sociale (NAS), soit fourni ou obtenu grâce à une clé composite générée dans le cadre des travaux. Sur la totalité des registres originaux du groupe, 43 % des registres comportaient un NAS valide, alors que l'appariement « clé exacte » a généré un NAS pour 17 % des personnes. Les registres correspondants obtenus grâce à un numéro d'assurance sociale ont ensuite été confirmés à l'aide d'autres renseignements d'identification, comme les noms et les dates de naissance.
Après le suivi sur des personnes « encore vivantes », un appariement des données a été établi pour les décès à l'aide de la BCDM (Base canadienne de données sur la mortalité) de 1950 à 2000 inclusivement. Comme il s'agit d'un appariement probabiliste, il a été nécessaire de définir les descripteurs utilisés comme « paniers » de données afin de réduire le nombre de registres comparés et les paires générées pour l'appariement des données. Seuls les registres de chaque fichier contenant les mêmes valeurs pour un « panier » ont été comparés les uns aux autres.
Les descripteurs comparés dans le fichier sur les membres du groupe et les décès en vue de déterminer s'il s'agissait du même individu comprenaient le nom de famille, les prénoms, le code relatif au sexe, la date de naissance, le lieu de naissance, la date du décès (si disponible), l'endroit (y compris le code postal et la province de résidence), les initiales des parents et le lieu de naissance des parents. Les valeurs de ces descripteurs ont été comparées, lorsqu'elles étaient disponibles, pour les deux fichiers. La date à laquelle la personne avait été connue vivante pour la dernière fois a également été prise en compte, à moins que le décès n'ait été enregistré, auquel cas la date du décès aura été utilisée dans la comparaison.
Des 19 855 membres du groupe de travailleurs, les appariements potentiels avec les données de 1950 à 2000 de la BCDM ont été examinés. Au cours de la phase de résolution, des copies papier des dates de décès enregistrés ont été consultées lorsque les appariements étaient incertains. Après examen manuel, 5 928 correspondances de décès (5 729 hommes et 199 femmes) ont été acceptées. Quarante six (46) autres correspondances (tous des hommes) ont été trouvées au cours des recherches manuelles. On a dénombré 32 décès identifiés dans le suivi sur des personnes « encore vivantes », qui n'avaient pu être déterminés à l'aide de l'appariement des données relatives aux décès. Il pourrait s'agir de personnes qui sont décédées à l'extérieur du Canada.
Grâce au suivi sur des personnes « encore vivantes » et aux travaux sur les décès, on a déterminé que 8 218 personnes (41,4 %) étaient supposées encore vivantes à la fin de la période de suivi, que 5 974 (30,1 %) étaient décédées (décès confirmé) et que 5 631 (28,5 %) n'avaient pu être retracées avec le suivi avant la fin de l'an 2000.
Enfin, un appariement de données sur le cancer a été réalisé à l'aide de la BCDC pour les années 1969 à 2000. Les paniers de données et les règles utilisées pour cet appariement étaient semblables à celles utilisées pour l'appariement des données relatives aux décès. Après résolution manuelle des liens possibles, il restait 2 469 appariements acceptés avec la BCDC.
RSP-0189 Review of ACR-LBD-001, Licensing Basis Document for New Nuclear Power Plants in Canada, J.W. BeareLe rapport porte sur l'examen du document sur les fondements de l'autorisation des nouvelles centrales nucléaires au Canada ACR LBD 001.
Le but de ce projet était d'aider le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) dans l'élaboration d'un nouveau document sur les fondements de l'autorisation semblable au Licensing Basis Document (LBD) pour les centrales nucléaires au Canada en faisant des commentaires sur le document lui-même et sur les données utilisées pour le produire.
Dans ce rapport, les commentaires de l'entrepreneur sur le LBD devaient porter sur la démarche suivie actuellement au Canada pour les centrales nucléaires de la filière CANDU, la démarche suivie actuellement par la CCSN en matière d'autorisation des centrales nucléaires, les recommandations ainsi que la justification de R. A. Brown and Associates (RSP-0184A et RSP 0184B) et le document de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) NS R 1 de la série Sécurité intitulée Sûreté des centrales nucléaires : Conception. Plus particulièrement, l'entrepreneur devait commenter le nouveau guide d'autorisation : constitue t il une évolution raisonnable par rapport à la démarche précisée dans le document CCEA 1059, Reactor Licensing and Safety Requirements, et ses mises à jour subséquentes; les changements proposés dans la démarche sont ils cohérents avec la démarche actuelle en matière de sûreté et d'autorisation des centrales nucléaires; et, tout bien considéré, la nouvelle démarche représente t-elle des progrès par rapport à la démarche actuelle en matière de sûreté et d'autorisation des centrales nucléaires.
Les opinions exprimées dans ce rapport sont celles de l'entrepreneur et sont fondées sur son expérience. Toute décision ou mesure, mentionnée dans mon rapport, et jugée comme étant discutable ou fautive, particulièrement en ce qui a trait aux données historiques, reflète ses opinions quant à ces décisions ou ces mesures. L'entrepreneur a tenté d'être objectif dans la mesure du possible. Il a tenté d'éviter les euphémismes, de peur que le message ne soit mal saisi, de même que les excès, de peur que le message ne soit pas pris au sérieux.
RSP-0190 Independent Review of Current Status of Leak-before-Break Assessment at Darlington NGS, B. JarmanLe rapport porte sur l'examen indépendant de l'état actuel de l'évaluation des fuites avant rupture (FAR) à la CN de Darlington.
La clause 25 du permis de construction précise que le fonctionnement du circuit caloporteur doit être tel qu'il permet de s'assurer que. toute défaillance ne causera pas de dommages qui risqueraient d'invalider les analyses du rapport sur la sûreté. » Plutôt que de prévoir de nombreux dispositifs anti fouettement dans les conduites à cette fin, le titulaire de permis a proposé une nouvelle méthode visant à démontrer qu'il serait en mesure de détecter une fissure de part et d'autre d'une paroi de conduite bien avant que celle ci ne puisse donner lieu à une rupture catastrophique. Cette méthode, basée sur la mécanique de rupture, porte le nom de FAR (fuite avant rupture).
Les références [1] et [2] contiennent les arguments des titulaires de permis fondés sur la FAR, à l'effet que les conduites du CC de grand diamètre de la CN de Darlington satisfont aux exigences du permis relativement aux conduites sans dispositif anti fouettement. OPG aimerait régler la question réglementaire en suspens se rattachant à la clause 25. Le présent rapport examine les documents présentés par OPG mentionnés aux références [1] et [2] et recommande qu'ils respectent l'intention de la clause 25 et que les autres dossiers génériques soient fermés.
Lorsque OPG a accepté l'argument de fuite avant rupture (FAR) dans le cas de la centrale de Darlington, c'était la première et unique fois qu'un titulaire de permis faisait appel à une technologie pour appuyer une demande de permis. Le personnel de la CCSN a exprimé son opinion sur la FAR dans des notes de service, des lettres et des conditions de permis. Dans ce rapport, on précise que la CCSN a besoin de documents qui sont plus officiels.
Dans les présentations faites par les titulaires de permis, on ne trouve aucune disposition relative à des preuves continues reposant sur l'expérience d'exploitation attestant que la probabilité de rupture catastrophique demeure faible.
RSP-0191 Noble Gases in Canadian Shield Groundwaters at Yellowknife, N.W.T., I. Clark, S. Greene, K. Jones, University of OttawaLe rapport porte sur les gaz rares dans les eaux souterraines du Bouclier canadien à Yellowknife (T.-N.-O.).
La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) s'intéresse toujours à la composition et à l'origine des eaux souterraines du Bouclier canadien à des profondeurs atteignant et dépassant 1000 m, et à leur pertinence pour l'enfouissement sûr des déchets nucléaires. L'un des outils géochimiques qui présente de l'intérêt est la concentration des gaz rares dans les saumures en profondeur dans le Bouclier, qui peuvent être d'origine atmosphérique ou géogénique. Leurs concentrations fourniraient des renseignements sur les antécédents de recharge (alimentation de la nappe d'eau souterraine) et sur l'âge de ces fluides. L'étude des concentrations de gaz rares et des rapports a été réalisée par l'Université d'Ottawa et financée par un contrat de recherche avec la CCSN (contrat no R177.2). Le programme de recherche élaboré à partir d'un programme de phase I (Clark et autres, 2002), qui comportait la conception et l'aménagement d'une conduite d'extraction des gaz rares dotée d'un spectromètre de masse quadripolaire. Cette étude de phase II comportait des améliorations aux méthodes de mesure des gaz rares et des applications relatives aux échantillons recueillis à la mine Con Mine (Yellowknife), maintenant fermée.
RSP-0192 Guidelines for Safety Assessment of Application Using Best-Estimate and Uncertainty Analysis Methods for CANDI Nuclear Power Plants (Revision 1), L.E. HochreiterLe rapport porte sur les lignes directrices pour l'évaluation de la sûreté à l'aide de la méthode de la meilleure estimation et des incertitudes pour les centrales nucléaires CANDU (Révision 1).
On trouve dans ces lignes directrices une orientation relative à l'examen et à l'autorisation des méthodes de la meilleure estimation pour les analyses de la sûreté et des méthodes qui sont utilisées pour calculer la réponse des centrales nucléaires CANDU à des accidents de référence hypothétiques. L'examen des méthodes de la meilleure estimation portait essentiellement sur l'élaboration d'un tableau d'identification et de catégorisation des phénomènes (PIRT, de l'anglais Phenomena Identification and Ranking Table). Le PIRT identifie les phénomènes clés qui sont les plus importants pour modéliser un accident de référence hypothétique. Le PIRT précise également quels sont les phénomènes que le programme informatique doit modéliser pour réaliser avec exactitude l'analyse de sûreté de la centrale. Dans ces lignes directrices, une orientation est donnée concernant l'élaboration du PIRT et la manière dont il aide le développement d'une matrice de validation des programmes informatiques pour les essais portant à la fois sur les effets distincts et sur les effets intégrés.
La démarche de validation des programmes informatiques est une étape clé de la méthode de la meilleure estimation étant donné que l'élaboration des incertitudes du programme informatique et des plages d'incertitudes résulte de la démarche de validation. La démarche de validation permet également d'identifier les biais possibles des programmes informatiques qui devraient être éliminés ou réduits le plus possible. Une orientation est fournie concernant la manière dont la validation du programme informatique devrait être effectuée.
L'état de centrale doit également être précisé et les incertitudes s'y rapportant doivent également être identifiées. Des exemples d'états de centrale pour une analyse de puissance sont donnés, de même qu'une orientation sur la manière dont les calculs de sensibilité peuvent être réalisés pour classer les incertitudes relatives aux conditions initiales de centrale et aux conditions limites des accidents.
Les différentes méthodes de combinaison des incertitudes sont examinées, y compris la méthode de surface de réponse qui ont été utilisées, ainsi que la méthode des statistiques ordonnées élaborée à l'aide de la méthode Wilks.
Enfin, on trouve dans les lignes directrices un examen et une orientation sur la manière d'assurer la conformité pour différents états de centrale à l'aide de la méthode de la meilleure estimation pour des conditions normales et anormales.
Des réponses aux commentaires de l'industrie canadienne sur le rapport sont incluses dans une annexe, ainsi que les questions posées à Westinghouse et Framatome-ANP concernant leurs programmes informatiques portant sur la meilleure estimation et leurs méthodes.
RSP-0193 Radon Progeny Exposure and Lung Cancer: A Mortality Study of Newfoundland Fluorspar Miners 1950-2001, EpiStream Consulting Inc.Le rapport porte sur l'exposition aux produits de filiation du radon et cancer du poumon : Étude sur la mortalité portant sur les travailleurs des mines de spath fluor (Terre Neuve), de 1950 à 2001.
Il s'agit d'une étude constituant une mise à jour de l'analyse du taux de mortalité au sein d'un groupe de travailleurs de mines de spath fluor (Terre Neuve) ayant été exposés à des produits de filiation du radon. Le taux de mortalité au sein du groupe de travailleurs entre 1950 et 2001 a été déterminé en établissant un lien entre les registres professionnels contenus dans la Base canadienne de données sur l'état civil. Nos résultats sont fondés sur 328 travailleurs de mine qui ont travaillé exclusivement en surface, et sur 1 742 personnes qui ont été exposées au radon dans des chantiers souterrains. Tous les travailleurs de mine étaient des hommes. L'exposition annuelle au radon, exprimée en unités alpha-mois (WLM), a été estimée pour chaque travailleur. En 1978, les activités d'extraction minière ont cessé et aucune exposition en milieu de travail n'a été assignée aux travailleurs après cette date.
Comparativement aux habitants de sexe masculin de Terre Neuve, une augmentation du nombre de décès a été observée parmi les travailleurs de mine de spath fluor par cancer du poumon, silicose, accident, empoisonnement et par mort violente. Au total, 206 décès par cancer du poumon ont été identifiés dans le groupe. De ces décès, 191 se sont produits chez des individus qui travaillaient sous terre; les 15 autres sont survenus chez des travailleurs de mine qui avaient seulement travaillé en surface. Un rapport dose-réponse important a été observé entre l'exposition cumulative au radon et le cancer du poumon.
La relation entre les unités alpha-mois (WLM) cumulatives et le risque de cancer du poumon dépend du temps, de la date de la dernière exposition, de la durée de l'exposition et du débit de dose. Par contre, l'âge auquel on a reçu la première exposition n'est pas déterminant sur le plan statistique, dans le cas du risque de cancer du poumon. Trente-cinq ans après le moment de la dernière exposition, le taux de mortalité par cancer du poumon chez les travailleurs de mine ayant été exposés a diminué à des niveaux semblables aux niveaux correspondant aux travailleurs de mine qui avaient travaillé exclusivement en surface.
On a dénombré vingt-huit (28) cas de décès par cancer du poumon chez les hommes qui avaient commencé à travailler après 1960 (moment où la ventilation a été introduite dans les mines). Il n'y a pas d'écart important entre le risque relatif en excès (RRE) par unité alpha-mois d'exposition entre ceux qui ont commencé à travailler avant 1960 et ceux qui ont commencé à travailler après 1960. Cependant, l'évaluation du risque de cancer parmi ceux qui avaient commencé à travailler dans les mines après 1960 est fondée sur des hommes plus jeunes. Par conséquent, de moins nombreux cas de cancer ont été enregistrés au sein de ce sous groupe et, pour cette raison, les données statistiques n'ont pas permis de démontrer un lien entre ces travailleurs.
Les données morphologiques ont été rendues disponibles par le Newfoundland Cancer Registry pour 97 des 206 décès par cancer du poumon qui sont survenus à Terre Neuve. Quatre vingt huit (88) de ces 97 décès sont survenus chez des travailleurs qui n'avaient jamais travaillé sous terre. L'histologie de ces décès comportait notamment les résultats suivants : carcinome squameux (n = 28), adénocarcinome (n = 8), carcinome à petites cellules (n = 7) et autres/non spécifiés (n = 45). Le petit nombre de résultats pour chaque type histologique n'a pas permis d'estimer avec certitude le RRE/WLM pour chaque type de cancer du poumon.
Certaines données relatives au tabac ont été consultées pour 1 107 des 2 070 travailleurs de mine (53 %). Il n'y a pas eu de différence importante sur le plan statistique dans le RRE/WLM entre les fumeurs qui ont toujours fumé et ceux qui n'ont jamais fumé de cigarette. Cependant, des associations plus significatives ont été établies entre l'exposition cumulative au radon et le risque de cancer du poumon chez les individus qui ont fumé un nombre plus élevé de cigarettes par jour (p<0,05). Plus particulièrement, le RRE/WLM était de 0,31 %, de 0,46 % et de 0,94 % chez les individus qui ont précisé qu'ils avaient fumé <15, 15 à <30 et plus de 30 cigarettes par jour respectivement. L'évaluation de l'effet combiné de l'exposition au radon et de la cigarette (mesurée par le nombre de cigarettes fumées chaque jour) n'a pas permis de différencier adéquatement les modèles additifs et multiplicatifs. Cependant, les données ont laissé supposer une relation intermédiaire (entre les modèles additifs et multiplicatifs). L'évaluation des effets combinés de la cigarette et de l'exposition au radon a considérablement limité le nombre de décès liés au cancer du poumon qui se sont produits chez les travailleurs de mine qui n'avaient jamais fumé (n = 8).
Nous avons également examiné la relation qui existe avec les décès par coronaropathies (CHD) et par exposition au radon à l'aide de comparaison à l'extérieur et à l'intérieur du groupe. Au sein du groupe travaillant dans des mines de spath fluor, il n'y avait aucune association entre les unités alpha mois et les décès par CHD. Un taux de mortalité réduit par CHD a été observé chez les habitants de Terre Neuve de sexe masculin (SMR = 0,86; 95 % CI = 0,74 à 0,98); cette réduction peut être attribuée à un « effet relatif au travailleur en santé ».
L'évaluation du risque de cancer du poumon pour ce groupe est limitée par la petite taille du groupe et, par conséquent, par le petit nombre de décès par cancer du poumon. Par conséquent, les écarts types associées aux estimations du risque, particulièrement dans les modèles à plusieurs variables, peuvent être très grands. Bien que les données relatives à la cigarette aient été recueillies à partir de plusieurs études, elles n'étaient disponibles que pour 53 % des travailleurs de mine. En outre, il y a sans aucun doute une classification inappropriée des états liés à la cigarette durant l'intervalle de l'étude car les comportements liés à l'usage du tabac peuvent changer fréquemment, et les renseignements recueillis dans ces études n'ont pas permis de caractériser adéquatement ces changements.
On dénombre plusieurs caractéristiques importantes au sein de ce groupe. On estime que la constatation des décès est presque exhaustive et qu'elle n'est pas corrélée à l'exposition, étant donné le lien qui existe entre les renseignements d'identification personnelle des dossiers professionnels et la Base canadienne de données sur l'état civil. En outre, la population de travailleurs de mine est relativement stable, puisque la plupart des travailleurs de mine sont nés et ont vécu près du Saint Laurent pendant une période de temps prolongée. Cela nous permet de mieux identifier les décès dans l'appariement des dossiers et, en plus, de recruter des personnes pour participer aux études sur le tabac. Enfin, comme la source de radon est contenue dans les eaux de ruissellement des mines, les effets du rayonnement gamma, du thoron et des poussières radioactives, qui constituent des expositions courantes dans d'autres études sur les travailleurs de mine, sont exclus dans le cas qui nous occupe.