Page Web archivée - GD-310 : Document d’orientation sur les analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires

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Préface

Le document d’orientation GD-310, Document d’orientation sur les analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires, explique comment respecter les exigences établies dans le document d’application de la réglementation RD-310, Analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires.

Dans la mesure du possible, les directives fournies dans le présent document sont neutres sur le plan technologique pour ce qui est des réacteurs refroidis à l’eau. Le présent document contient les critères pour s’assurer que les rapports d’analyse de sûreté déterministe démontrent clairement la sûreté de la centrale nucléaire. Il fournit de l’information sur la préparation et la présentation des rapports d’analyse de sûreté, y compris la sélection des événements à analyser, les critères d’acceptation, les méthodes d’analyse, ainsi que la documentation, la revue et la mise à jour de l’analyse de la sûreté.

Le présent document fournit des directives au sujet d’une méthode axée sur les risques pour la catégorisation des accidents. Cette méthode tient compte de tout un éventail d’événements possibles et notamment les événements ayant le plus de retombées pour le public.

Les principes et éléments clés utilisés dans l’élaboration du présent guide d’orientation et du document connexe d’application de la réglementation sont conformes aux normes nationales et internationales.

Aucune information contenue dans le présent guide ne doit être interprétée comme libérant le titulaire de permis de ses obligations. Il incombe au titulaire de permis de recenser l’ensemble des règlements et des conditions de permis applicables, et de s’y conformer.

Table des matières

1.0 Objet

2.0 Portée

3.0 Législation pertinente

4.0 Rôles et objectifs de l’analyse de sûreté

4.1 Rôles de l’analyse déterministe de sûreté

4.2 Objectifs de l’analyse déterministe de sûreté

4.3 Rôles de l’analyse déterministe de sûreté dans la confirmation de la défense en profondeur

5.0 Exigences de l’analyse de sûreté

5.1 Responsabilités

5.2 Événements à analyser

5.2.1 Identification des événements

5.2.2 Portée des événements

5.2.3 Classification des événements

5.3 Critères d’acceptation

5.3.1 Exploitation normale

5.3.2 Incidents de fonctionnement prévus et accidents de dimensionnement

5.3.3 Accidents hors dimensionnement

5.3.4 Critères d’acceptation dérivés relatifs aux incidents de fonctionnement prévus et aux accidents de dimensionnement

5.4 Hypothèses et méthodes d’analyse de sûreté

5.4.1 Dispositions générales

5.4.2 Méthode d’analyse

5.4.3 Données d’analyse

5.4.4 Hypothèses utilisées pour l’analyse

5.4.5 Codes informatiques

5.4.6 Marge de prudence dans l’analyse

5.5 Documentation de l’analyse de sûreté

5.6 Revue et mise à jour de l’analyse de la sûreté

5.6.1 Revue des résultats de l’analyse de la sûreté

5.6.2 Mise à jour de l’analyse de la sûreté

5.7 Qualité de l’analyse de sûreté

Annexe A : Exemples de classifications d’événements

Annexe B : Exemples de critères d’acceptation dérivés

Abréviations

Glossaire

Renseignements supplémentaires

5.3.4 Critères d’acceptation dérivés relatifs aux incidents de fonctionnement prévus et aux accidents de dimensionnement

En plus des limites de doses prévues dans la sous-section 5.3.2, les critères d’acceptation pour les IFP et les AD comprennent également un ensemble de critères d’acceptation dérivés, tels que les exemples de critères d’acceptation qualitatifs donnés à l’annexe B.

Ces critères d’acceptation sont établis par le concepteur pour limiter les dommages à diverses barrières de défense. La conformité à ces exigences garantit la présence de barrières physiques pour limiter le rejet de matières radioactives et prévenir les rejets radiologiques inacceptables suivant un IFP ou un AD. Le non-respect d’un critère d’acceptation dérivé ne signifie pas nécessairement que les limites de doses seront dépassées. Toutefois, si ces critères sont respectés avec une marge importante, il est alors possible de simplifier les calculs de doses étant donné que les rejets du produit de fission devraient être limités.

Les critères d’acceptation dérivés sont généralement plus rigoureux pour les événements dont la fréquence est plus élevée. Par exemple, pour la plupart des IFP, les interventions des systèmes de contrôle doivent être en mesure d’empêcher la dégradation indirecte de n’importe quelle barrière physique dans la mesure où les SSC connexes ne sont plus aptes au service (y compris la matrice du combustible, la gaine du combustible, la limite de pression du caloporteur du réacteur ou le confinement).

Des exigences plus rigoureuses peuvent être établies pour démontrer la disponibilité d’une marge entre la valeur prévue et les critères d’acceptation quantitatifs ou pour simplifier une analyse (par exemple pour éviter d’avoir à effectuer une modélisation complexe). Il faut clairement indiquer les conditions d’applicabilité de chaque critère additionnel.

Pour chacun des critères d’acceptation qualitatifs illustrés à l’annexe B, il faut établir des critères d’acceptation quantitatifs (ou limites). Les limites quantitatives doivent :

être applicables au système de centrale nucléaire et au scénario d’accident donnés
tracer une limite évidente entre les états sécuritaires (lorsque la défaillance des SSC est évitée avec un niveau de confiance élevé) et les états non sécuritaires (lorsqu’une défaillance des SSC peut se produire)
être appuyées par des données expérimentales
intégrer des marges ou des facteurs de sûreté pour tenir compte de l’incertitude des données expérimentales et des modèles pertinents

Lorsque les données ne suffisent pas à déterminer la transition d’un état sécuritaire à un état non sécuritaire ou à établir des modèles précis, alors la limite quantitative relative aux exigences de sûreté correspondantes doit être établie à la limite des données disponibles, à condition que la limite établie soit prudente.

Annexe A : Exemples de classifications d’événements

Le tableau A.1 présent un classement des événements en IFP, AD et AHD et illustre les extrants du processus d’identification et de classification des événements décrits dans la sous-section 5.2. Cette liste n’est fournie qu’à titre de démonstration et n’a pas pour but d’être exhaustive.

Tableau A.1 : Extrants des processus d’identification et de classification des événements
Événement initiateur	Défaillances additionnelles	IFP	AD	AHD

APRP à l’intérieur de l’enceinte de confinement
Très petit APRP (fuite) Fuite du circuit caloporteur (CP) à l’intérieur de l’enceinte de confinement (selon la capacité de la pompe d’alimentation en D₂O et jusqu’à 50 kg/s)	Pas de défaillances additionnelles	√
Petit APRP Petite rupture d’une conduite de CP (~ 50 à 1 000 kg/s) Rupture d’une conduite à la partie supérieure du pressuriseur Défaillance de raccord d’extrémité Rupture du tube de force avec tube de calandre intact Rupture d’un tube de force/tube de calandre (APRP dans le cœur)	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance de récupération de D₂O/d’alimentation en D₂O		√
	Défaillance de l’alimentation de catégorie IV		√
	Défaillance de l’étanchéité du confinement			√
	Défaillance de tous les refroidisseurs de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance des vannes de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la suppression dans l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance du refroidissement du générateur de vapeur (GV)			√
	Défaillance du système de refroidissement d’urgence du cœur (SRUC)			√
Rupture de transition APRP Défaillance de conduite du CP (~ 1 000 à 3 000 kg/s)	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance de l’alimentation de catégorie IV		√
	Défaillance de l’étanchéité du confinement			√
	Défaillance de tous les refroidisseurs de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance des vannes de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la suppression de pression dans l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance du refroidissement des GV			√
	Défaillance du SRUC			√
Rupture APRP majeur (> 3 000 kg/s)	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance de l’alimentation de catégorie IV		√
	Défaillance de l’étanchéité du confinement			√
	Défaillance de tous les refroidisseurs de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance des vannes de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la suppression de pression dans l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance du refroidissement des GV			√
	Défaillance du SRUC			√
APRP à l’extérieur de l’enceinte de confinement
Très petit APRP (fuite) hors de l’enceinte de confinement Rupture de tube d’instrument du CP hors de l’enceinte de confinement	Pas de défaillances additionnelles	√
	Défaillance du circuit de refroidissement à l’arrêt (CRA)		√
Fuite chronique d’un tube de GV (< 50 kg/h) à forte concentration en I-₁₃₁	Pas de défaillances additionnelles	√
Rupture d’un tube de GV	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance du CRA		√
	Défaillance des vannes de rejet du condenseur (VRC)		√
	Défaillance des vannes principales d’isolation de vapeur (VPIV) des GV touchés		√
	Défaillance du CRA et des VRC			√
Rupture multiple des tubes de GV (≤ 10)	Pas de défaillances additionnelles		√
Rupture multiple des tubes de GV (> 10)	Pas de défaillances additionnelles			√
Défaillance du joint d’étanchéité du CP	Pas de défaillances additionnelles	√
Défaillance du joint d’étanchéité du CP	Défaillance du CRA		√
Rupture de la conduite de drainage du CP	Pas de défaillances additionnelles		√
Rupture de la conduite de drainage du CP	Vanne de drainage défectueuse en position ouverte		√
Rupture de la conduite d’alimentation du CP	Pas de défaillances additionnelles		√
Rupture de la conduite d’alimentation du CP	Vanne de purge défectueuse en position ouverte		√
Non-fermeture du clapet	Pas de défaillances additionnelles		√
Perte d’écoulement
Blocage d’écoulement mineur dans un canal	Pas de défaillances additionnelles	√
Blocage d’écoulement mineur dans un canal	Indisponibilité du SRUC ou de l’enceinte de confinement		√
Blocage d’écoulement grave dans un canal	Pas de défaillances additionnelles		√
Blocage d’écoulement grave dans un canal	Indisponibilité du SRUC ou de l’enceinte de confinement			√
Stagnation due à une rupture d’un tuyau d’alimentation	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance de l’alimentation de catégorie IV			√
	Défaillance de l’étanchéité de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance des refroidisseurs de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance des vannes de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la suppression de pression dans l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance du refroidissement des GV			√
	Défaillance du SRUC			√
Défaillances du rechargement
Éjection du combustible de la machine de rechargement du combustible (MRC) dans l’enceinte de confinement	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance de l’alimentation de catégorie IV			√
	Défaillance de l’étanchéité de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance des refroidisseurs de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance des vannes de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la suppression de pression dans l’enceinte de confinement			√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement			√
	Défaillance du refroidissement des GV			√
	Défaillance du SRUC			√
Rupture du circuit d’eau d’alimentation
Perte totale de l’eau d’alimentation	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance du CRA		√
	Défaillance du système de refroidissement d’urgence des générateurs de vapeur (SRUGV) ou système secondaire d’urgence d’alimentation en eau (SSUAE)			√
Rupture d’une conduite d’eau d’alimentation en amont du dernier clapet	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance du CRA		√
	Défaillance du SRUGV ou SSUAE			√
Rupture d’une conduite d’eau d’alimentation en aval du dernier clapet	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance du CRA			√
	Défaillance du SRUGV ou SSUAE			√
Défaillance du système d’alimentation de vapeur d’eau
Fermeture intempestive des VPIV	Pas de défaillances additionnelles	√
Rejet de la charge turbine/GV et déclenchement de la turbine	Pas de défaillances additionnelles	√
Ouverture intempestive d’une ou plusieurs soupapes de sûreté de vapeur principales (SSVP)	Pas de défaillances additionnelles	√
Déclenchement de la turbine avec VRC indisponible	Pas de défaillances additionnelles	√
Rupture d’une large conduite de vapeur Rupture de la conduite principale de vapeur Défaillance de l’équilibrage du collecteur des conduites principales de vapeur Rupture de la buse de vapeur du GV	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance du CRA			√
	Défaillance du SRUGV ou SSUAE			√
Rupture de la conduite de drainage du réchauffeur	Pas de défaillances additionnelles	√
	Défaillance du CRA		√
	Défaillance du SRUGV ou SSUAE			√
Perte de pression du dégazeur due à une rupture de la conduite d’extraction de vapeur	Pas de défaillances additionnelles		√
Événements de la pompe du caloporteur
Déclenchement de la pompe du CP	Pas de défaillances additionnelles	√
Blocage de la pompe du CP	Pas de défaillances additionnelles		√
Défaillance de l’arbre de la pompe du CP	Pas de défaillances additionnelles		√
Défaillances du système de manutention du combustible
Perte de refroidissement de la machine de rechargement du combustible (MRC) au cours du transport	Pas de défaillances additionnelles		√
	Défaillance de l’étanchéité du confinement			√
	Défaillance des vannes de l’enceinte de confinement			√
Perte de réfrigérant de la MRC ancrée au réacteur	Pas de défaillances additionnelles	√
	Défaillance de l’étanchéité du confinement		√
	Défaillance des vannes de l’enceinte de confinement		√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement		√
Grappe écrasée avec la MRC ancrée au réacteur	Pas de défaillances additionnelles	√
Grappe écrasée avec la MRC ancrée au réacteur	Fuite d’un tube de GV	√
Incidents de manutention du combustible à la piscine de stockage (PS)	Pas de défaillances additionnelles	√
	Effluents gazeux non disponibles		√
Incidents touchant la piscine de stockage (PS)	Pas de défaillances additionnelles	√
Incidents touchant la piscine de stockage (PS)	Perte du système de ventilation de la piscine		√
Perte de refroidissement de la PS	Pas de défaillances additionnelles	√
	Perte de refroidissement d’appoint		√
	Perte du système de ventilation de la piscine		√
Perte d’inventaire de la PS	Pas de défaillances additionnelles		√
Perte d’inventaire de la PS	Perte du système de ventilation de la piscine			√
Défaillances électriques
Perte de l’alimentation de catégorie IV	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de l’alimentation de catégorie IV	Défaillance de l’alimentation de catégorie III		√
Perte de l’alimentation de catégorie I de l’unité	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de l’alimentation de catégorie II de l’unité	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de l’alimentation électrique d’urgence (AEU) de l’unité	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de l’alimentation électrique commune	Pas de défaillances additionnelles	√
Défaillances du mécanisme de contrôle
Défaillances des ordinateurs de contrôle	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte du contrôle de la réactivité	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de régulation du réacteur	Pas de défaillances additionnelles	√
Pression du GV basse – Ouverture intempestive des vannes de rejet atmosphérique et VRC	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte du contrôle de niveau des GV	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de contrôle de niveau du dégazeur	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de contrôle de la pression du caloporteur : surpressurisation	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de contrôle de la pression du caloporteur : dépressurisation	Pas de défaillances additionnelles	√
Défaillances du CRA et du refroidissement du blindage
Perte de contrôle du refroidissement /de la température	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte d’écoulement	Pas de défaillances additionnelles		√
Rupture de conduite	Pas de défaillances additionnelles		√
Rupture des tubes de l’échangeur de chaleur du CRA	Pas de défaillances additionnelles		√
Perte de circulation du refroidissement du blindage	Pas de défaillances additionnelles		√
Perte de circulation du refroidissement du blindage	Défaillance du CRA		√
Perte totale du système d’eau de service à basse pression (SESBP)	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte d’inventaire du bouclier d’extrémité	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte d’inventaire du bouclier d’extrémité	Défaillance du CRA		√
Perte de contrôle de la température du bouclier	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de contrôle de la température du bouclier	Défaillance du CRA		√
Défaillances du modérateur
Perte du SESBP	Pas de défaillances additionnelles	√
	Défaillance du déclenchement sur consigne de haut niveau du modérateur		√
	Défaillance de l’étanchéité du confinement		√
	Défaillance des soupapes		√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement		√
Perte de circulation du modérateur	Pas de défaillances additionnelles	√
	Défaillance du commutateur à haut niveau du modérateur		√
	Défaillance du CRA		√
Perte de contrôle de la température du modérateur – bas	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de l’inventaire du modérateur	Pas de défaillances additionnelles		√
Perte de l’inventaire du modérateur	Défaillance du CRA		√
Rupture du tube de l’échangeur de chaleur du système modérateur	Pas de défaillances additionnelles		√
Perte de pression du gaz de couverture	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte de circulation du gaz de couverture	Pas de défaillances additionnelles	√
Perte du SESBP aux échangeurs de chaleur du modérateur	Pas de défaillances additionnelles	√
	Défaillance du déclenchement sur consigne de haut niveau du modérateur		√
	Défaillance du CRA		√
Défaillances des systèmes de soutien
Perte du SESBP/défaillance du système d’eau de refroidissement recirculée	Pas de défaillances additionnelles	√
	Défaillance du déclenchement sur consigne de haut niveau du modérateur		√
	Défaillance de l’isolation du confinement		√
	Défaillance des soupapes		√
	Défaillance de la décharge filtrée de l’enceinte de confinement		√
	Défaillance du SSUAE		√
Défaillance du SSUAE	Pas de défaillances additionnelles	√
Défaillance du circuit d’air de l’instrumentation	Pas de défaillances additionnelles		√
Perte de l’écoulement du condensat aux dégazeurs	Pas de défaillances additionnelles		√
Événements déclenchés de mode commun (la classification de ces événements dépend des paramètres présumés)
Incendies internes	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Rejet de tritium	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Feu d’hydrogène	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Explosion d’hydrogène	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Séisme de dimensionnement	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Rupture de la turbine	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Tornade de dimensionnement	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Incident ferroviaire de dimensionnement	Pas de défaillances additionnelles		√	√
Incident ferroviaire – produits toxiques/corrosifs	Pas de défaillances additionnelles		√	√

Annexe B : Exemples de critères d’acceptation dérivés

Conformément à la sous-section 5.3.4 du document RD-310, Analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires, le titulaire de permis doit établir des critères d’acceptation dérivés. L’annexe B donne des directives sur l’application des critères d’acceptation dérivés précisés dans le présent document d’orientation. Les exemples ci-après sont tirés de pratiques courantes en vigueur au Canada et dans le monde.

Incidents de fonctionnement prévus

Les critères globaux pour un IFP sont les suivants (voir la sous-section 7.3.2 du document RD-337, Conception des nouvelles centrales nucléaires) :

le critère d’acceptation de doses pour un IFP est respecté
les SSC qui n’interviennent pas dans l’enclenchement de l’événement doivent rester en bon état pour assurer l’exploitation continue

La sous-section 7.3.2 du document RD-337 prévoit que la plupart des IFP seront atténués par les systèmes de contrôle et ne nécessiteront pas l’intervention des systèmes de sûreté pour prévenir les dommages.

En outre, tous les IFP seront atténués par les systèmes de sûreté sans l’aide des systèmes de contrôle. Seuls les critères qui indiquent une atténuation réussie par les systèmes de sûreté sont illustrés dans tableau B.1 qui suit.

Tableau B.1 : Exemples de critères d’acceptation pour les incidents de fonctionnement prévus
Barrière pour contrer le rejet de produits de fission ou fonction de sûreté fondamentale	Critères
Matrice de combustible	Apte à l’emploi
Gaine du combustible	Pas d’assèchement/d’ébullition nucléée (DNB)
Assemblage de combustible	Maintenir la capacité de refroidissement du combustible Conserver la géométrie barre-grappe avec suffisamment de canaux de caloporteur pour permettre d’éliminer la chaleur résiduelle Pas d’entrave au mécanisme d’arrêt du réacteur due au changement de géométrie (REL)
Canaux de combustible (réacteurs CANDU)	Apte à l’emploi Service ASME niveau B non dépassé
CCP (à l’exclusion des canaux de combustible des réacteurs CANDU)	Apte à l’emploi Service ASME niveau B non dépassé
Circuit caloporteur secondaire	Apte à l’emploi Service ASME niveau B non dépassé
Enceinte de confinement	Apte à l’emploi Service ASME niveau B non dépassé La fuite demeure à l’intérieur de la limite de conception
Contrôle de la réactivité	Réactivité contrôlée par le système de sûreté Après l’arrêt, il n’y a pas de retour intempestif à la criticité
Évacuation de la chaleur résiduelle	Évacuation de la chaleur par le système de sûreté efficace
Surveillance de l’état de l’équipement	Apte à l’emploi l’instrumentation du système de sûreté est qualifiée aux plans environnemental et sismique
Dose hors site	Respecte les critères d’acceptation de doses, sous-section 4.2.1 du document RD-337, pour un IFP

Accident de dimensionnement

Les critères globaux pour un AD sont les suivants :

le critère d’acceptation de doses pour un AD est respecté
l’événement n’évolue pas vers des conditions plus graves

La sous-section 5.3.4 du document RD-310 établit les principes généraux suivants que doivent respecter les critères d’acceptation dérivés :

éliminer le risque de défaillances résultant d’un événement initiateur
maintenir les SSC dans une configuration permettant l’évacuation efficace de la chaleur résiduelle
prévenir le développement de configurations complexes ou de phénomènes physiques qui ne peuvent être modélisés avec un niveau de confiance élevé
être consistants avec les exigences de conception des SSC de la centrale

Le tableau B.2 présente des exemples de critères d’acceptation d’AD.

Tableau B.2 : Exemples de critères d’acceptation d’accidents de dimensionnement
Barrière pour contrer le rejet de produits de fission ou fonction de sûreté fondamentale	Critères
Matrice de combustible	Pas de fusion sur la ligne médiane du combustible Pas de rupture du combustible Pas de dépôt excessif d’énergie
Gaine de combustible	Les éléments combustibles (barres de combustible) qui dépassent les critères de densité du flux thermique critique ou le critère de crise d’ébullition sont censés se briser et contribuer à la dose hors site Aucune déformation excessive de la gaine de combustible Les éléments combustibles doivent répondre aux limites applicables pour : la température de la gaine l’oxydation locale de la gaine la fragilisation de la gaine de combustible par l’oxygène
Assemblage de combustible	Maintenir la capacité de refroidissement du combustible Conserver la géométrie barre-grappe ou l’assemblage de combustible avec suffisamment de canaux de caloporteur pour permettre d’évacuer la chaleur résiduelle Pas d’entrave au mécanisme d’arrêt du réacteur due au changement de géométrie (REL)
Canaux de combustible (réacteurs CANDU)	Le canal de combustible demeure intact La déformation du tube de force local au-dessous du seuil de rupture Le sous-refroidissement du modérateur empêche la rupture Pas de dilatation forcée Pas de fusion de la gaine de combustible Pas de fusion sur la ligne médiane du combustible Pas de rupture du combustible Pas de courbure ou de flexion de l’élément combustible en contact avec le tube de force
Circuit caloporteur primaire (à l’exclusion des canaux de combustible des réacteurs CANDU)	L’enveloppe de pression demeure intacte : Service ASME niveau C non dépassé Aucune fuite indirecte des tubes du GV
Circuit caloporteur secondaire	L’enveloppe de pression demeure intacte : Service ASME niveau C non dépassé
Cuve et modérateur (ne s’appliquent pas aux REL)	L’enveloppe de pression demeure intacte : Service ASME niveau C non dépassé
Confinement	Les conditions de confinement ne dépassent pas la base de référence : Pression inférieure à la pression de conception La fuite de l’enceinte de confinement demeure à l’intérieur des limites de fuite de conception Les conditions des qualifications environnementales (température, humidité, dose radioactive) des SSC crédités sont respectées Aucun effet local de rupture (missiles, jets, fouettage des tuyaux, flamme d’hydrogène) qui pourrait nuire à la fonction de confinement Les concentrations locales d’hydrogène en deçà de l’accélération de la flamme et les critères de transition de déflagration-détonation Charges de combustion de la déflagration lente inférieures à celles qui pourraient endommager les SSC de confinement
Contrôle de la réactivité	La réactivité est contrôlée : Aucune criticité immédiate Après l’arrêt, tout retour à la puissance est limité en durée et n’occasionne pas le dépassement de tout autre critère d’acceptation dérivé
Évacuation de la chaleur résiduelle	Le refroidissement continu du cœur du réacteur à long terme est possible : La géométrie du cœur du réacteur peut être refroidie La chaleur résiduelle est évacuée du cœur du réacteur La chaleur est transférée vers une source froide ultime
Surveillance de l’état de l’équipement	Apte à l’emploi L’instrumentation du système de sûreté est qualifiée aux plans environnemental et sismique
Dose hors site	Respecte les critères d’acceptation de doses, sous-section 4.2.1 du document RD-337, pour un AD

Abréviations

AD	accident de dimensionnement
AEU	alimentation électrique d’urgence
AHD	accident hors dimensionnement
AIEA	Agence internationale de l’énergie atomique
ALARA	niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre
APRP	accident de perte de réfrigérant primaire
ASME	American Society of Mechanical Engineers
CC	circuit caloporteur
CCSN	Commission canadienne de sûreté nucléaire
CN	centrale nucléaire
EAG	état d’arrêt garanti
EIH	événement initiateur hypothétique
EPS	étude probabiliste de sûreté
FAR	fuite avant rupture
IFP	incidents de fonctionnement prévu
LCE	limites et conditions d’exploitation
LSRN	Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
REL	réacteur à eau légère (ordinaire)
REP	réacteurs à eau sous pression
SCP	salle de commande principale
SRUC	système de refroidissement d’urgence du cœur
SSC	structures, systèmes et composants

Glossaire

accident: événement inattendu, y compris les erreurs opérationnelles, les défaillances de l’équipement ou autres contretemps dont les conséquences ou les conséquences potentielles ne sont pas négligeables de point de vue de la protection ou de la sûreté
accident de dimensionnement: conditions d’accident pour lesquelles une centrale nucléaire est conçue, selon les critères d’acceptation établis, et pour lesquelles les dommages causés au combustible et les rejets de matières radioactives sont maintenus dans les limites autorisées
accident hors dimensionnement: conditions d’accident moins fréquentes, mais plus graves que celles associées à un accident de dimensionnement. Un AHD peut ou non entraîner la détérioration du cœur du réacteur
analyse de sensibilité: examen quantitatif de la variabilité du comportement d’un système, habituellement exprimé en unités des paramètres principaux
analyse de sûreté: évaluation des dangers potentiels associés à la réalisation d’une activité proposée
analyse déterministe de sûreté: analyse des réponses d’une centrale nucléaire à un événement particulier, réalisée en utilisant des règles et des hypothèses prédéterminées (p. ex. l’état opérationnel initial, la disponibilité et la performance des systèmes de la centrale et les actions des opérateurs). L’analyse déterministe peut être réalisée avec la méthode prudente ou la méthode de la meilleure estimation
caractéristiques de soutien des systèmes de sûreté: ensemble des équipements qui fournissent des services tels que le refroidissement, la lubrification et l’approvisionnement en énergie nécessaires pour le système de protection et les systèmes de déclenchement des dispositifs de sûreté
catégorie d’événement: groupe d’événements caractérisés par une cause identique ou semblable, et par la similitude des phénomènes les régissant
cause commune: cause à l’origine de deux ou plusieurs défaillances des structures, systèmes ou composants, comme les phénomènes naturels (séismes, tornades, inondations, etc.), les défauts de conception ou de fabrication, les erreurs d’exploitation ou d’entretien, la destruction causée par l’homme, etc.
centrale nucléaire: toute installation de réacteur à fission ayant été construite pour produire de l’électricité à l’échelle commerciale. Une centrale nucléaire est une installation nucléaire de catégorie IA, telle que définie dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
critères d’acceptation: limites spécifiées sur la valeur d’un indicateur fonctionnel ou conditionnel utilisé pour évaluer la capacité d’un système, d’une structure ou d’un composant à répondre aux exigences de conception et de sûreté
critères d’acceptation des doses: limite imposée aux doses de rayonnement afin de protéger le public de tout préjudice causé par le rejet de matières radioactives pendant l’exploitation normale de la centrale ou lors d’incidents de fonctionnement prévus et d’accidents de référence
critère de défaillance unique: critère utilisé pour déterminer si un système peut fonctionner en cas de défaillance unique
défaillance unique: défaillance résultant de la perte de capacité d’un système ou d’un composant l’empêchant d’exécuter sa ou ses fonctions de sûreté prévues et toute défaillance résultant de cette défaillance unique
en aveugle: conditions pour lesquelles on s’approche d’un signal d’activation ou de conditionnement sans vraiment l’obtenir, en raison de la faible amplitude de l’événement initiateur ou des interventions d’autres procédés ou systèmes de sûreté
état d’arrêt: état sous-critique du réacteur présentant une marge définie pour empêcher un retour à la criticité sans intervention externe
évaluation de la sûreté: évaluation de tous les aspects touchant la sûreté et liés au choix de l’emplacement, à la conception, à la mise en service, à l’exploitation ou au déclassement d’une installation autorisée
événement initiateur hypothétique: événement identifié dans la conception et entraînant soit un IFP, soit d’autres conditions d’accident. Il en découle que l’EIH n’est pas nécessairement un accident en soi; il est plutôt l’initiateur d’une séquence susceptible de dégénérer en IFP, en AD ou en AHD, selon les défaillances supplémentaires qui surviennent
événement limitatif: événement dont la marge prévue est la plus petite possible par rapport à un critère d’acceptation donné
exactitude des codes: degré de proximité d’une quantité calculée à sa valeur réelle. Comprend le biais et la variabilité du biais d’un code informatique dérivés de la comparaison de prédictions du code avec les données expérimentales
exploitation normale: exploitation d’une centrale nucléaire à l’intérieur de limites et de conditions d’exploitation définies, y compris le démarrage, l’exploitation à divers niveaux de puissance, la mise à l’arrêt, l’arrêt, l’entretien, les essais et le rechargement de combustible
groupe de sûreté: assemblage de structures, systèmes et composants conçu pour exécuter toutes les actions requises au cours d’un événement initiateur hypothétique particulier pour que les limites spécifiées des états d’IFP et d’AD ne soient non dépassées. L’assemblage peut comprendre des systèmes de sûreté et de soutien, ainsi que toute interaction entre les systèmes fonctionnels
incertitude relative à la mesure: quantité d’une valeur mesurée pouvant ne pas représenter la valeur physique réelle d’un paramètre au moment où la mesure est effectuée
incident de fonctionnement prévu: processus opérationnel qui s’écarte du fonctionnement normal et qui devrait survenir à tout le moins une fois au cours du cycle de vie utile de la centrale nucléaire mais qui ne cause pas, selon les dispositions de conception appropriées, de dommage important aux composants importants pour la sûreté qui ne se transforme pas en accident
limites et conditions d’exploitation: ensemble de règles établissant les limites ou conditions des paramètres qui assurent la capacité fonctionnelle et les niveaux de performance de l’équipement pour l’exploitation sécuritaire d’une centrale nucléaire
méthode de la meilleure estimation: méthode conçue pour donner des résultats réalistes
mode d’exploitation: le mode d’exploitation peut comprendre le démarrage, l’exploitation à différentes puissances, la mise à l’arrêt, l’arrêt, l’entretien, les essais et le rechargement de combustible
objectif de sûreté: objectif destiné à protéger le personnel de l’installation, le public et l’environnement de tout préjudice en établissant et en maintenant des systèmes efficaces de défense contre les risques radiologiques
paramètre d’acceptation: paramètre qui caractérise la réponse de la centrale et qui comporte un critère d’acceptation comme limite pour la gamme de valeurs acceptables
prudence: utilisation d’hypothèses fondées sur l’expérience ou des données indirectes, sur un phénomène ou un comportement d’un système à la limite ou proche de la limite prévue, qui permettent d’augmenter les marges de sûreté ou de prédire des conséquences plus graves que si des hypothèses fondées sur la meilleure estimation avaient été utilisées
structures, systèmes et composants: terme général qui recouvre tous les éléments (aspects) d’une installation ou d’une activité qui contribuent à la protection et à la sûreté, à l’exclusion des facteurs humains
système de refroidissement d’urgence du cœur: système de sûreté ayant pour but de transférer la chaleur du cœur du réacteur à la suite d’une perte de caloporteur excédant les capacités d’appoint
système de sûreté: système qui assure l’arrêt sécuritaire du réacteur ou l’évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur, ou qui atténue les conséquences des IFP et des AD

Renseignements supplémentaires

Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-337, Conceptions des nouvelles centrales nucléaires, Ottawa, 2008.
Commission canadienne de sûreté nucléaire, S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, Ottawa, 2005.
Commission canadienne de sûreté nucléaire, S-99, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, Ottawa, 2003.
Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-149, Les programmes informatiques utilisés lors de la conception et des analyses de la sûreté des centrales nucléaires et des réacteurs de recherche, Ottawa, 2000.
Commission canadienne de sûreté nucléaire, RD-327, Sûreté en matière de criticité nucléaire, Ottawa, 2010.
Commission canadienne de sûreté nucléaire, GD-327, Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire, Ottawa, 2010.
Association canadienne de normalisation, N286.7-99, Assurance de la qualité des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception des centrales nucléaires, Toronto, 2003.