Page Web archivée - GD-99.2 : Guide de préparation des rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Surveillance de la conformité

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Préface

Ce document d’orientation énumère les renseignements que les titulaires de permis de centrale nucléaire doivent soumettre à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) comme il est spécifié dans leurs conditions de permis d’exploitation.

Ce document fournit une orientation et des éclaircissements sur les exigences obligatoires en matière de rapports, ainsi que sur les renseignements importants à l’intention de la population qui doivent faire l’objet d’un avis immédiat. Les renseignements concernant les situations ou les événements moins importants pour la sûreté sont aussi recueillis pour les rapports de suivi, les rapports périodiques, le contrôle de la gestion ainsi que pour la prise de mesures, la vérification et l’examen de programmes qui s’imposent. Les exigences en matière de rapports sont respectées au moyen de pratiques exemplaires de gestion ainsi que de principes axés sur les objectifs et l’évaluation des risques, conformément aux documents RD-99.2 et GD-99.2 et aux normes de l’industrie.

Ce document d’orientation accompagne le document RD-99.2, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Surveillance de la conformité. Le document
RD-99.2 énumère les types de rapports à soumettre ainsi que la fréquence et l’échéance pour le faire. Les échéanciers sont déterminés en fonction de l’importance de l’événement pour la sûreté. Par exemple, les événements très importants pour la sûreté sont signalés immédiatement à la CCSN.

Ce document contient des directives, des explications, des formulaires et des modèles fournis par la CCSN pour aider les utilisateurs à répondre aux exigences du document RD-99.2. Le programme de rapport présenté dans cette série de documents vise à permettre à la CCSN et au secteur nucléaire de suivre et d’analyser les situations et les événements ainsi que d’en examiner les tendances, et de mettre en place des initiatives d’amélioration.

Ce document fait partie d’une série de documents d’application de la réglementation qui visent à informer la population selon le principe de divulgation, à veiller à la surveillance de la conformité et à répondre aux exigences relatives aux rapports à soumettre pour les installations nucléaires. Chaque document d’application de la réglementation est accompagné d’un document d’orientation complémentaire.

Les principaux principes et éléments qui ont servi à l’élaboration de ce document sont conformes aux normes nationales et internationales. La liste complète des normes se trouve dans la section Renseignements supplémentaires et comprend la norme CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU de l’Association canadienne de normalisation (CSA), et le Boiler and Pressure Vessel Code de l’American Society of Mechanical Engineers (ASME).

Aucun élément du présent document ne dégage les titulaires de permis des exigences pertinentes. Ils ont la responsabilité de s’informer sur la réglementation et les conditions du permis ainsi que de s’y conformer.

Table des matières

1.0 Introduction

1.1 Objet

Ce document fournit une orientation à valeur ajoutée et des conseils sur les pratiques exemplaires concernant l’application des exigences en matière de rapports formulées dans le document RD-99.2, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Surveillance de la conformité. Des explications et des exemples sont également fournis.

Ce document d’orientation vise deux objectifs :

• fournir une orientation sur la portée des rapports de surveillance de la conformité, le niveau de détail, la pertinence, l’exhaustivité et les délais de soumission des renseignements que les titulaires de permis de centrale nucléaire doivent remettre à la CCSN conformément au document RD-99.2, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Surveillance de la conformité
• aider les personnes intéressées, comme les demandeurs de permis d’exploitation de centrales nucléaires, les titulaires de permis et le personnel de la CCSN, à comprendre la portée des programmes nécessaires pour recueillir et soumettre des renseignements conformément aux exigences réglementaires

1.2 Portée

Ce document d’orientation vient clarifier les exigences réglementaires en offrant des renseignements pratiques, des conseils en matière de processus et de procédures, et des exemples de pratiques exemplaires de l’industrie. Il n’établit pas d’autres exigences que celles contenues dans le document RD-99.2.

1.3 Législation pertinente

Les dispositions suivantes de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) s’appliquent au présent document :

• Les paragraphes 24(1) et 24(5) de la LSRN autorisent la CCSN à établir des catégories de permis et à les assortir de conditions qu’elle juge nécessaires aux fins énoncées à l’article 3 de la LSRN. En vertu de ces pouvoirs, la CCSN a établi des permis d’exploitation de centrales nucléaires, et aux fins de l’application de la LSRN, se propose d’incorporer le document RD-99.2 à ces permis.

2.0 Rapports à soumettre

Des rapports sont soumis à la CCSN pour :

• aider la CCSN à recueillir les renseignements requis pour s’assurer que les titulaires de permis de centrale nucléaire respectent les exigences réglementaires
• permettre à la CCSN d’adopter des mesures opportunes et appropriées en cas de non-respect des conditions de permis ou de circonstances imprévues
• permettre au personnel de la CCSN de compiler les données nécessaires à l’analyse des tendances

2.1 Exigences générales

La CCSN exige la soumission de rapports périodiques afin de déterminer si le titulaire de permis se conforme aux exigences réglementaires. Les rapports périodiques fournissent des renseignements sur l’état et le rendement de la centrale nucléaire relativement aux domaines clés de sûreté et de réglementation. Voici les domaines de sûreté et de réglementation :

• système de gestion
• gestion du rendement humain
• rendement en matière d’exploitation
• analyse de la sûreté
• conception matérielle
• aptitude fonctionnelle
• radioprotection
• santé et sécurité classiques
• protection de l’environnement
• gestion des situations d’urgence et intervention d’urgence
• gestion des déchets
• sécurité
• garanties
• emballage et transport
  

Le tableau 1 énumère les documents qui contiennent des exigences en matière de production de rapports périodiques. S’ils sont mentionnés dans le permis d’exploitation, les rapports doivent être soumis conformément aux exigences énoncées dans le document respectif.

Le tableau 2 fournit un renvoi entre les domaines de sûreté et de réglementation et les rapports périodiques.

Le sigle « LSRN » renvoie à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et à tous ses règlements d’application.

L’expression « année civile » s’entend de l’année commençant le 1^er janvier, au sens de la Loi d’interprétation.

Lorsque le document RD-99.2 exige la présentation de rapports à la CCSN, le terme « CCSN » doit être interprété comme représentant la ou les personnes-ressources désignées de la CCSN ou une personne autorisée par la CCSN.

2.2 Exigences en matière de rapports périodiques

2.2.1 Rapports trimestriels

2.2.1.1 Rapports sur l’exploitation

En ce qui concerne les points (a) et (b) de la section 2.2.1.1 du document RD-99.2, le titulaire de permis peut faire état des infractions à la LSRN, aux règlements et au permis qui sont peu importantes sur le plan de la sûreté dans les rapports trimestriels conformément au paragraphe 29(c) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN). Toutefois, les infractions de grande ou de moyenne importance au plan de la sûreté doivent toujours faire l’objet de rapports à titre d’événements visés par le RGSRN conformément au document RD-99.1.

Pour ce qui est du point (d) de la section 2.2.1.1 du document RD-99.2, il faut produire des déclarations sommaires concernant le niveau de conformité aux sections 12.0, 13.0 et 14.0 du document RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires, ainsi que sur le non-respect des programmes et méthodes exigés en vertu de la partie I du document RD-204.

Pour ce qui est du point (e) de la section 2.2.1.1 du document RD-99.2, toutes situations ou événements en raison desquels le compte à rebours est amorcé doivent être signalés, et ce, que les réparations aient été complétées dans les délais requis ou non.

En ce qui a trait au point (f) de la section 2.2.1.1 du document RD-99.2, il n’est pas nécessaire d’inclure les événements figurant au point 11a) du tableau 1 du document RD-99.1.

Les renseignements relatifs à la sécurité mentionnés à la section 2.2.1 du document doit être fournis dans le rapport trimestriel sur la sécurité prévu par la section 2.2.1.3 du même document.

2.2.1.2 Rapport sur les indicateurs de rendement

Les spécifications des indicateurs de rendement définis à la section 2.2.1.2 du document RD-99.2 se trouvent à l’annexe A.

Les fiches de données des indicateurs de rendement définis à la section 2.2.1.2 du document RD-99.2 sont disponibles sur le site Web de la CCSN à  suretenucleaire.gc.ca.

Les indicateurs de rendement fournissent des renseignements sur la surveillance de la conformité relativement aux domaines de sûreté et de réglementation présentés dans les tableaux 3 et 4.

Les fiches de données des indicateurs de rendement sont fournies à titre d’exemple. Le titulaire de permis peut choisir de les utiliser, d’élaborer ses propres fiches ou d’employer une combinaison des deux. Cependant, il est essentiel que tous les renseignements demandés sur les fiches de données soient fournis.

2.2.1.3 Rapport sur la sécurité

Aucune directive supplémentaire n’est requise pour l’instant.

2.2.1.4 Rapport sur la détérioration des enveloppes de pression de la centrale nucléaire

Les événements mentionnés dans le document RD-99.1, mais qui n’étaient pas accompagnés de tous les renseignements à fournir conformément aux exigences du document RD-99.2 doivent être inclus dans ce rapport.

Habituellement, les renseignements suivants sont pris en compte pour les évaluations de la détérioration des enveloppes de pression :

1. la date à laquelle l’événement a été signalé pour la première fois et le numéro du rapport si l’événement est signalé en vertu du document RD-99.1
2. l’identification des systèmes touchés
3. l’identification de l’équipement et des composants touchés
4. le type de matière et le code de classification du composant touché
5. la pression nominale et hydrostatique d’essai du système, le cas échéant
6. l’ampleur, l’étendue ou la quantification de la détérioration (p. ex. forme et taille des déformations, longueur et profondeur des fissures, taux approximatif de fuite, écart par rapport au seuil de déclenchement, etc.)
7. le code, la norme ou la méthode utilisés pour évaluer l’importance de la détérioration pour la sûreté
8. les mesures prises ou prévues pour corriger, réduire et éviter que la situation se reproduise
9. la liste des documents à l’appui ou des renseignements pertinents

2.2.2 Rapports annuels

2.2.2.1 Rapport sur l’efficacité des mesures de protection de l’environnement

Aucune directive supplémentaire n’est requise pour l’instant.

2.2.2.2 Rapport sur l’efficacité des mesures de protection contre l’exposition aux rayonnements au travail

Aucune directive supplémentaire n’est requise pour l’instant.

2.2.2.3 Rapport d’étape sur les activités de recherche et de développement (R et D)

Dans les cas où l’industrie a recours à une stratégie et à un rapport communs, il est permis d’utiliser des mécanismes pour présenter un rapport unique faisant référence de façon appropriée aux titulaires de permis.

2.2.2.4 Rapport sur la fiabilité de la centrale nucléaire et sur les dangers qu’elle représente

Pour le point a) de la section 2.2.2.4 du document RD-99.2, il faut fournir une brève description des changements survenus par rapport aux années précédentes dans la liste des systèmes importants pour la sûreté, ou en ce qui a trait à l’objectif de fiabilité. Le titulaire de permis fournit les renseignements selon le modèle fourni à l’annexe B.

Pour le point e) iii, le titulaire de permis peut décider d’utiliser des évaluations limitatives pour certains calculs d’impacts. L’effet cumulatif des reports d’essai doit tenir compte de tous les essais reportés sur le système au cours de l’année.

Pour le point g) i, les exemples de configurations anormales de la centrale qui doivent être signalées comprennent des écarts par rapport à l’étude probabiliste de sûreté ou aux paramètres d’exploitation sûre.

2.2.2.5 Rapport sur le rendement du combustible

Le titulaire de permis doit fournir les renseignements selon le modèle disponible sur le site Web de la CCSN à l’adresse suretenucleaire.gc.ca.

2.2.2.6 Rapport sur la formation, les examens et les épreuves imposés aux employés devant être affectés à des postes requérant une accréditation de la CCSN

Cette section traite de la formation pour accréditation, des examens d’accréditation initiale et des épreuves de requalification imposés au cours de l’année civile précédente. Les dates à indiquer comprennent le jour, le mois et l’année du début et de la fin de chaque activité, cours ou stage.

2.2.2.7 Rapport sur la planification des formations, examens et épreuves prévus pour les employés devant être affectés à des postes requérant une accréditation de la CCSN

Cette section traite des dates proposées et de l’échéancier estimatif établi par le titulaire de permis aux fins de planification. La CCSN s’attend à ce que ces dates soient rajustées en fonction des besoins opérationnels. Le titulaire de permis est tenu de signaler à la CCSN par le biais d’une lettre ou par courriel tout changement apporté à cet égard.

2.2.2.8 Rapport sur la gestion de la réactivité

Ce rapport comprend ce qui suit :

1. Une brève description des situations ou événements survenus relativement à la gestion de la réactivité qui étaient inclus dans l’estimation de l’indice de gestion de la réactivité, y compris la date des situations ou événements ainsi que les circonstances, les causes et les conséquences, et les mesures correctives.
2. Une brève description de la fréquence du retrait non prévu des barres de compensation et le pourcentage du temps de fonctionnement pendant lequel les barres de compensation ont été retirées. Inclure la date à laquelle le retrait a eu lieu ainsi que les circonstances, les causes et les conséquences.
3. Une brève description de l’efficacité du contrôle spatial et du nombre de cas ayant touché les niveaux de zone individuelles remplies à moins de 20 % ou à plus de 75 %, de l’efficacité du contrôle global (pourcentage de temps pendant lequel le niveau de zone liquide se situe au niveau moyen cible) et de la fréquence des problèmes liés au système de contrôle de zone liquide, comme des oscillations de niveau. Inclure la ou les dates où les cas sont survenus, les circonstances, les causes, les conséquences et toute mesure corrective.
4. Une brève description de la fréquence des décroissements de puissance postérieurs au chargement de combustible, et de la fréquence à laquelle la limite d’irradiation moyenne du cœur ayant servi d’hypothèse aux fins d’analyse de la sûreté a été dépassée et du pourcentage du temps de fonctionnement pendant lequel cela s’est produit. Inclure la ou les dates où les cas sont survenus, les circonstances, les causes, les conséquences et toute mesure corrective.
5. Les nom et adresse de l’expéditeur du rapport, la date d’achèvement du rapport, de même que le nom et la signature du représentant désigné du titulaire de permis.

2.2.3 Autres rapports

2.2.3.1 Comptabilisation et déclaration de l’uranium, du plutonium et du thorium

Aucune directive supplémentaire n’est requise pour l’instant.

2.2.3.2 Mises à jour de la description de l’installation et du rapport final d’analyse de la sûreté

Quand il soumet une mise à jour du rapport final d’analyse de la sûreté selon la section 2.2.3.2 du document RD-99.2, le titulaire de permis doit inclure au début du rapport un résumé de la révision du rapport de sûreté qui souligne les différences entre le rapport actuel et le rapport révisé.

Le résumé de la révision doit comprendre :

1. une liste des changements dans le cadre des analyses actuelles ou nouvelles
2. les raisons de la mise à jour de l’analyse
3. un résumé des principaux changements aux méthodes, aux principales hypothèses ou aux états de fonctionnement du réacteur
4. les changements aux constatations ou aux résultats qui pourraient entraîner un nouvel examen du rapport de sûreté
5. une liste des documents d’exploitation touchés

2.2.3.3 Rapport sur la sécurité de la centrale

Aucune directive supplémentaire n’est requise pour l’instant.

Annexe A : Spécifications des indicateurs de rendement

A.1 Taux de gravité et fréquence des accidents

1.0 But :

• Indiquer le taux de gravité et la fréquence des accidents aux centrales nucléaires.
• Vérifier dans quelle mesure les normes du secteur nucléaire sont respectées dans le domaine de la sécurité des travailleurs.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes à celui des autres centrales sur le plan international.

2.0 Définition :

Le taux de gravité des accidents (TGA) est le nombre total de jours pendant lesquels la personne ne peut travailler en raison d’un accident invalidant par 200 000 heures-personnes travaillées dans une centrale nucléaire. La fréquence des accidents (FA) est le nombre d’accidents invalidants par 200 000 heures-personnes travaillées dans une centrale nucléaire. La valeur de 200 000 heures-personnes équivaut à 100 années-personnes travaillées.

3.0 Calcul :

TGA = Nombre de jours d’invalidité ÷ Nombre d’heures-personnes x 200 000

FA = Nombre d’accidents invalidants ÷ Nombre d’heures-personnes x 200 000

4.0 Notes :

4.1 L’accident invalidant est un accident qui rend un employé inapte au travail ou dans l'incapacité d’effectuer toutes les tâches habituelles de son poste.

4.2 L’employé est un individu (entrepreneur, personnel temporaire) qui travaille à la centrale nucléaire.

4.3 Les exigences fédérales en matière de gravité des accidents comprennent les jours de congé non travaillés. Exemple : une personne subit une blessure lors du dernier quart de travail régulier et s’absente pendant deux jours de congé ou de repos prévus. Si la personne avait été incapable de travailler durant ces deux jours de congé ou de repos, mais qu’elle pouvait retourner au travail le premier jour prévu de son horaire régulier, alors ces deux jours seraient considérés comme des jours perdus.

4.4 Les blessures récédivantes sont attribuées à l’accident original. Exemple : une blessure imputable à un accident survenu en 2008 et qui a donné lieu à des jours perdus, fait sentir à nouveau ses effets en 2010 sans qu’un nouvel accident ne se soit produit. Les nouveaux jours perdus ne feraient pas partie du total pour 2010, mais ils seraient plutôt imputés après coup à 2008.

4.5 On peut imputer à une invalidité permanente (ou partielle) résultant d’un accident invalidant l’équivalent assigné des jours perdus par le titulaire de permis. Il faut présenter les renseignements appropriés qui montrent les données de conversion pour chaque accident invalidant.

A.2 Indice chimique

1.0 But :

• Indiquer le contrôle à long terme des paramètres chimiques importants d’une tranche.
• Vérifier dans quelle mesure le titulaire de permis respecte ses propres exigences en matière de paramètres chimiques.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

• Période moyenne (exprimée en pourcentage) pendant laquelle les paramètres chimiques choisis sont conformes aux spécifications au cours du trimestre.

3.0 Calcul :

Indice chimique (%) =  x 100 %

a_i nombre d’heures pendant lesquelles le paramètre « i » est conforme aux spécifications au cours du trimestre

A nombre d’heures pendant lesquelles la centrale fonctionne au cours du trimestre, selon les documents du titulaire de permis

a_i/A proportion de temps pendant lequel le paramètre « i » est conforme aux spécifications au cours du trimestre

m nombre de paramètres surveillés pendant la période, habituellement les 15 paramètres de la liste ci-dessous

somme des proportions de temps pendant lequel chaque paramètre surveillé est conforme aux spécifications

Toutes les données sont sans unité. L’indice chimique prendra des valeurs situées entre 0 % et 100 %.

4.0 Paramètres surveillés :

Circuit caloporteur primaire :                        Générateurs de vapeur :

- pHa (calculé)                                                                     - [Cl^-]

- D₂ dissout                                                                          - [SO₄^2- ]

- chlorure                                                                             - [Na⁺]

- fluorure

- conductivité

Gaz annulaire [O₂]

Eau d’alimentation :                            Condensat (à la pompe d’extraction) :

- O₂ dissout                                              - O₂ dissout

- fer total                                                 - pH

- cuivre total

- hydrazine

5.0 Notes : 

5.1 L’indice chimique est indiqué comme la proportion de temps (en pourcentage) pendant lequel les paramètres sont conformes aux spécifications. Cet indice est calculé comme suit pour chaque paramètre :

Un événement hors spécifications commence dès qu’un résultat de mesure se situe à l’extérieur de la plage spécifiée pour le paramètre, selon les documents du programme chimique du titulaire de permis.

Un événement hors spécifications prend fin seulement lorsque le paramètre revient à l’intérieur de la plage spécifiée. La durée de la condition hors spécifications est calculée comme étant la période écoulée entre le prélèvement du premier échantillon hors spécifications et le suivant. Le pourcentage de temps pendant lequel le paramètre est conforme aux spécifications est donc 100 % - S (où S est la durée de la condition hors spécifications, exprimée en pourcentage).

Le total des heures de fonctionnement pendant la période correspond au nombre total d’heures de fonctionnement du système visé par le paramètre chimique.

5.2 Les paramètres inclus dans l’indicateur mais non mesurés (soit parce qu’il n’y avait pas de capacité de surveillance, soit parce que les mesures n’ont pu être faites au cours de la période, en raison d’un instrument non disponible, par exemple) sont indiqués comme étant hors spécifications. Dans les cas où le paramètre est hors spécifications parce qu’une installation n’est pas disponible, ce paramètre est indiqué comme étant hors spécifications.

Dans les cas où de nouveaux risques peuvent entraîner des effets négatifs pour la sécurité des techniciens en chimie ou des employés pendant l’exécution normale de leurs tâches, ou lorsque l’état de la centrale rend la mesure chimique inutile ou non représentative, la période de représentativité sera rajustée sans pénalité. Ces mesures seront qualifiées de « nulles ». Les données doivent pouvoir faire l’objet d’une vérification.

Dans certaines circonstances, le responsable du programme chimique peut accorder une exemption temporaire pour la mesure d'un paramètre ou pour une spécification qui s'écarte de la plage spécifiée dans les documents du programme. Il est acceptable d’indiquer la mention « sans objet » pour la valeur du paramètre visé pour la période de temps correspondante. Si l’exemption temporaire ne vise pas toute la durée d’un trimestre, la période de temps où le paramètre est considéré comme conforme aux spécifications est établie selon le temps où l'exemption temporaire ne s’applique pas. Les exemptions temporaires peuvent être utilisées lorsque des instruments ou des installations ne sont pas disponibles pendant une longue période, lorsque des modifications temporaires sont apportées aux procédures du titulaire de permis en raison de nouveaux dangers, ou lorsque des essais sont menés pendant une courte période de temps. Les documents relatifs aux exemptions temporaires doivent pouvoir faire l’objet d'une vérification.

Lorsque le paramètre est dit sans objet (s./o.), une brève note explicative, ainsi que toute référence aux documents du titulaire de permis concernant toute exemption temporaire, devrait accompagner la soumission des indicateurs de rendement visés.

Lorsqu’un paramètre est dit s./o. pour une période de temps déterminée, il faudra rajuster le nombre de paramètres compris dans l’équation au point 3 ci-dessus afin que ce nombre reflète le nombre de paramètres surveillés au cours du trimestre correspondant.

5.3 Dans le cas des systèmes dont le rendement ne concerne que les tranches en fonctionnement, on suit la ligne directrice suivante :

Un paramètre conforme aux spécifications (ou hors spécifications) avant un arrêt est considéré comme étant dans le même état à la remise en service du système, et ce, jusqu’à ce qu’il ait fait l’objet d’une analyse indiquant le contraire.

5.4 Il faut signaler le rendement pour tous les paramètres d’indice chimique et d’indice chimique de conformité selon les spécifications documentées dans la version révisée la plus récente du manuel des spécifications chimiques du titulaire de permis. Le rendement doit être indiqué pour toutes les périodes pendant lesquelles le système est considéré comme étant en état de fonctionnement, selon les documents du titulaire de permis.

5.5 Les spécifications chimiques de référence et la fréquence d’échantillonnage de chaque paramètre sont conformes à la version révisée la plus récente du manuel des spécifications chimiques du titulaire de permis. Il faut noter tout écart par rapport à ces valeurs de référence dans le rapport sur les indicateurs de rendement. Toute modification des spécifications et de la fréquence d’échantillonnage doit être documentée dans le manuel des spécifications chimiques et autres documents à l’appui.

La fréquence minimale de l’échantillonnage ou des contrôles est déterminée par les exigences actuelles du titulaire de permis.

5.6 On déterminera pour chaque centrale si des échantillons instantanés ou des lectures en continu serviront à calculer le rendement. Les lectures faites avec du matériel de mesure en continu sont préférables si un programme de gestion de la qualité ou un système de gestion adéquat permet d’assurer l’exactitude des lectures.

Si l’on dispose de matériel de mesure en continu, le taux de succès est calculé comme étant le rapport du temps pendant lequel les mesures sont effectuées en continu et fournissent des données valables et dans la plage prévue, sur le temps total. Lorsque ce matériel de mesure est défectueux, on peut remplacer ces mesures par un échantillonnage manuel effectué à une fréquence raisonnable.

5.7 Dans le cas d’une centrale à tranches multiples, le rendement de chacune des tranches correspond à la moyenne du rendement des paramètres de contrôle individuels. Pour une tranche en fonctionnement :

5.8 Le résultat pour la centrale est la moyenne pondérée en fonction du temps des indices chimiques ou des indices chimiques de conformité des tranches en fonctionnement. Cela fait en sorte que le facteur de pondération des tranches qui ont fonctionné pendant une partie seulement de la période n'est pas le même que pour celles qui ont fonctionné pendant toute la période.

5.9 II n’est pas nécessaire de rendre compte du rendement des paramètres qui sont touchés lors d’essais de courte durée visant à optimiser l’indice chimique.

5.10 La CCSN examine les paramètres qui sont inclus dans la liste d’indices et la définition des expressions suivantes : « temps conforme aux spécifications » et « annulation ».

A.3 Indice chimique de conformité (tranches en état d’arrêt garanti ou non)

1.0 But :

• Indiquer le contrôle à court terme des paramètres chimiques et radiochimiques liés à la sûreté d’une tranche.
• Vérifier dans quelle mesure le titulaire de permis respecte les exigences réglementaires et ses propres exigences en matière de paramètres chimiques.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

Période moyenne (exprimée en pourcentage) pendant laquelle les paramètres chimiques choisis sont conformes aux spécifications au cours du trimestre.

3.0 Calcul :

La fréquence et les spécifications d’échantillonnage sont définies dans les documents d'exploitation du titulaire de permis. La méthode de calcul de l’indice chimique s'applique aussi au présent indice chimique de conformité (tranches en état d’arrêt garanti ou non). Les paramètres de conformité reposent sur la sûreté et sont choisis conformément à la plupart des exigences énoncées dans les Lignes de conduite pour l’exploitation.

4.0 Paramètres surveillés :

Tranches qui ne sont pas en état d’arrêt garanti

[Gd] dans les réservoirs du système d’injection de poison

[Gd] dans le modérateur (réacteur empoisonné, système d’arrêt d’urgence 2 [SAU2] déclenché)

Teneur isotopique du D₂O du modérateur

³H du modérateur

D₂ dans le gaz de couverture du modérateur

Conductivité du modérateur

Teneur isotopique du D₂O du circuit caloporteur primaire

³H du circuit caloporteur primaire

¹³¹I dans le circuit caloporteur primaire

D₂ dans le gaz de couverture du réservoir de stockage du circuit caloporteur primaire

Écart de pureté isotopique du D₂O entre le modérateur et le circuit caloporteur primaire

Point de rosée du gaz annulaire

pH de l’eau de refroidissement des boucliers d’extrémité

H₂ dans le gaz de couverture du refroidisseur de bouclier (pour les centrales de Point Lepreau, de Gentilly-2 et de Pickering-B)

pH de l’eau des réservoirs du système de refroidissement d’urgence du cœur (SRUC)

Concentration d’hydrazine dans les réservoirs d’eau du SRUC

H² dans le gaz de couverture du système de contrôle par banes liquides

Conductivité de l’eau du système de contrôle par banes liquides

Tranches en état d’arrêt garanti

pH_a dans les réservoirs du système d’injection de poison (lorsque le SAU2 est disponible)

[Gd] dans le modérateur

Conductivité du D₂0 du modérateur (sauf pour la centrale de Gentilly-2)

pH_a du D₂0 du modérateur

Paramètres supplémentaires échantillonnés

5.0 Notes :

5.1 Les indices chimiques de conformité (tranches en état d’arrêt garanti ou non) seront indiqués comme la proportion de temps, en pourcentage, pendant lequel les paramètres sont conformes aux spécifications. Ces indices seront calculés comme suit pour chaque paramètre :

Un événement hors spécifications commence dès qu’un résultat de mesure se situe à l’extérieur de la plage spécifiée, selon les documents du programme chimique du titulaire de permis.

Un événement hors spécifications prend fin seulement lorsque le paramètre de contrôle revient à l’intérieur de la plage spécifiée. La durée de la condition hors spécifications sera calculée comme étant la période écoulée entre le prélèvement du premier échantillon hors spécifications et le prélèvement du premier échantillon suivant qui est conforme aux spécifications. Le pourcentage de temps pendant lequel le paramètre est conforme aux spécifications est donc 100 % - S (où S est la durée de la condition hors spécifications, exprimée en pourcentage).

Le total des heures de fonctionnement pendant la période correspond au nombre total d’heures de fonctionnement du système visé par le paramètre chimique.

5.2 Les paramètres inclus dans l’indicateur mais non mesurés (soit parce qu’il n’y avait pas de capacité de surveillance, soit parce que les mesures n'ont pu être faites au cours de la période, en raison d’un instrument non disponible par exemple) sont indiqués comme étant hors spécifications. Lorsqu’un paramètre est hors spécifications en raison d’une installation non disponible, il faut indiquer le paramètre comme étant hors spécifications.

Dans les cas où de nouveaux risques peuvent entraîner des effets négatifs sur la sécurité des techniciens en chimie ou des employés pendant l'exécution normale de leurs tâches, ou lorsque l'état de la centrale rend la mesure chimique inutile ou non représentative, la période de représentativité sera rajustée sans pénalité. Ces mesures seront qualifiées de « nulles ». Ces données doivent pouvoir faire l’objet d’une vérification.

Dans certaines circonstances, on pourra accorder une exemption temporaire pour la mesure d’un paramètre ou pour une spécification qui s’écarte de la plage spécifiée dans les documents du programme. Cette exemption est accordée par le responsable du programme chimique. Il est acceptable d’indiquer la mention « sans objet (s.o.) » pour la valeur du paramètre visé pour la période de temps correspondante. Si l’exemption temporaire ne vise pas toute la durée d’un trimestre, la période de temps où le paramètre est considéré comme conforme aux spécifications est établie selon le temps où l’exemption temporaire ne s’applique pas. Les exemptions temporaires peuvent être utilisées lorsque des instruments ou des installations ne sont pas disponibles pendant une longue période, lorsque des modifications temporaires sont apportées aux procédures du titulaire de permis en raison de nouveaux dangers, ou lorsque des essais sont menés pendant une courte période de temps. Les documents relatifs aux exemptions temporaires devront pouvoir faire l’objet d’une vérification.

Lorsque le paramètre est dit s.o., une brève note explicative, ainsi que toute référence aux documents du titulaire de permis concernant toute exemption temporaire, devrait accompagner la soumission des indicateurs de rendement visés.

Lorsqu’un paramètre est dit s.o. pour une période de temps déterminée, il faudra rajuster le nombre de paramètres indiqués dans l’équation au point 3 ci-dessus afin qu’il reflète le nombre de paramètres surveillés au cours du trimestre correspondant.

5.3 Dans le cas des systèmes dont le rendement ne concerne que les tranches en fonctionnement, on suivra la ligne directrice suivante :

Un paramètre conforme aux spécifications (ou hors spécifications) avant un arrêt est considéré comme étant dans le même état à la remise en service du système, et ce jusqu'à ce qu’il ait fait l’objet d’une analyse indiquant le contraire.

5.4 Le rendement doit être signalé pour tous les paramètres d’indice chimique et d’indice chimique de conformité, selon les spécifications documentées dans la version révisée la plus récente du manuel des spécifications chimiques du titulaire de permis. Le rendement doit être indiqué pour toutes les périodes pendant lesquelles le système est considéré comme étant en état de fonctionnement, selon les documents du titulaire de permis.

5.5 Il faut documenter les spécifications chimiques de référence et la fréquence d’échantillonnage de chaque paramètre conformément à la version révisée la plus récente du manuel des spécifications chimiques du titulaire de permis. Tout écart par rapport à ces valeurs de référence devra être noté dans le rapport sur les indicateurs de rendement. Toute modification des spécifications et de la fréquence d’échantillonnage est documentée dans les documents énonçant les spécifications chimiques et autres documents à l’appui.

La fréquence minimale de l’échantillonnage ou des contrôles est déterminée par les exigences actuelles du titulaire de permis.

5.6 Pour chaque centrale, on déterminera si les échantillons instantanés ou les lectures en continu serviront à calculer le rendement. Les lectures faites avec du matériel de mesure en continu sont préférables si un programme de gestion de la qualité ou un système de gestion adéquat permet d’assurer l’exactitude des lectures.

Si l'on dispose de matériel de mesure en continu, le taux de succès sera calculé comme étant le rapport du temps pendant lequel les mesures sont effectuées en continu et fournissent des données valables et dans la plage prévue, sur le temps total. Lorsque le matériel de mesure est défectueux, on peut remplacer ces mesures par un échantillonnage manuel effectué à une fréquence raisonnable.

5.7 Dans le cas d’une centrale à tranches multiples, le rendement de chacune des tranches correspond à la moyenne du rendement des paramètres de contrôle individuels. Pour une tranche en fonctionnement :

5.8 Le résultat pour la centrale est la moyenne pondérée en fonction du temps des indices chimiques ou des indices chimiques de conformité des tranches en fonctionnement. Cela fait en sorte que le facteur de pondération des tranches qui ont fonctionné pendant une partie seulement de la période n’est pas le même que pour les tranches qui ont fonctionné pendant toute la période.

5.9 II n’est pas nécessaire de rendre compte du rendement des paramètres qui sont touchés lors d’essais de courte durée visant à optimiser l’indice chimique.

5.10 La CCSN examine les paramètres qui sont inclus dans la liste d’indices ainsi que la définition des expressions suivantes : « temps conforme aux spécifications » et « annulation ».

A.4 Indice de contrôle des modifications

1.0 But :

• Indiquer le contrôle des modifications apportées à l’équipement et aux procédures visant les systèmes liés à la sûreté.
• Vérifier dans quelle mesure les modifications visant les systèmes liés à la sûreté sont bien gérées.

2.0 Définition :

L’indice de contrôle des modifications est le calcul du nombre de modifications temporaires apportées pour assurer le contrôle de l’équipement et des procédures de la centrale.

3.0 Calcul :

3.1 Nombre total de pages de modifications temporaires aux procédures

3.2 Nombre total de pages de modifications temporaires aux procédures datant de plus de six mois

3.3 Nombre total de modifications temporaires à l’équipement

3.4 Nombre total de modifications temporaires à l’équipement datant de plus de six mois

3.5 Nombre total de modifications permanentes à l’équipement qui sont incomplètes

4.0 Notes :

4.1 Toutes les modifications à l’équipement ou aux procédures visées par l’indicateur doivent inclure les systèmes liés à la sûreté identifiés par le personnel de la centrale.

4.2 Les modifications permanentes sont considérées comme étant incomplètes jusqu’à ce que les documents relatifs aux essais, à la conception, à l’installation et à l’exploitation aient été modifiés.

5.0 Les données sont recueillies pour chaque tranche, y compris la tranche commune (tranche 0) des centrales à tranches multiples.

A.5 Indice de l’efficacité d’intervention en cas d’urgence radiologique

1.0 But :

• Fournir un indice de l’efficacité du plan des mesures d’urgence d’une centrale nucléaire en cas d’urgence radiologique.

2.0 Définition :

L’indice est le pourcentage d’interventions réussies par rapport au nombre total d’interventions au cours des huit trimestres précédents.

3.0 Calcul :

 

Nombre total d’interventions au cours des 8 trimestres précédents

4.0 Notes :

4.1 Les interventions se définissent ainsi :

• classer l’urgence radiologique
• aviser les autorités externes (ou hors site)
• fournir aux autorités locales des renseignements pour la prise de décisions
• élaborer et recommander des mesures de protection

4.2 Une intervention est réussie si les critères de rapidité et de justesse sont respectés.

4.3 Les critères de rapidité et de justesse sont spécifiés dans le plan des mesures d’urgence du titulaire de permis.

4.4 Les détails de toute intervention non réussie doivent être inclus dans la partie « explication des données » de la fiche de données.

4.5 L’indice doit faire état des urgences, des manœuvres évaluées par l’organisation d’intervention d’urgence (OIU), des exercices et simulations d’urgence qui sont évalués et qui interagissent avec au moins une des installations ou des fonctions énumérées au point 5.6 ci-dessous.

4.6 L’OIU regroupe les installations et les fonctions suivantes :

• salle de commande
• groupe de soutien technique, groupe de conseillers techniques, centre de gestion du site
• groupe de soutien opérationnel
• installation pour les mesures d’urgence
• équipes d’intervention d’urgence
• équipes de surveillance locale
• équipe de contrôle des dommages
• centre d’information conjoint ou centre des médias locaux
• autorités gouvernementales externes

4.7 Les exercices aux fins de formation ne doivent pas faire partie de cet indice.

A.6 Indice de la participation de l’organisation d’intervention d’urgence

1.0 But :

Vérifier dans quelle mesure le personnel de l’organisation d’intervention d’urgence (OIU) a participé aux manœuvres, aux exercices ou aux événements au sein d’une centrale nucléaire.

2.0 Définition :

L’indice représente le pourcentage du personnel de l’OIU disponible qui a participé à des manœuvres visant à améliorer l’efficacité, à des exercices, à des évaluations pratiques ou à des événements au cours des huit trimestres précédents, y compris le trimestre faisant l’objet du rapport.

3.0 Calcul :

Indice de la participation de l’OIU = [A / B] x 100 %

Où :

A = nombre de personnes ayant un poste désigné au sein de l’OIU qui ont participé à une manœuvre de qualification, à un exercice, à une évaluation pratique ou à un événement au cours des huit trimestres précédents

B = nombre total de personnes qui occupaient un poste désigné au sein de l’OIU au cours des huit trimestres précédents

4.0 Notes :

4.1 Les fonctions suivantes sont rattachées aux postes désignés au sein de l’OIU :

• catégorisation des événements
• notification hors site
• opérations de la centrale
• ressources intégrées
• contrôle radiologique
• estimation de la dose

4.2 Il faut comptabiliser uniquement la participation la plus récente des membres de l’OIU qui ont pris part à plus d’un événement au cours des huit trimestres précédents.

4.3 Tout changement du nombre de membres désignés de l’OIU sera indiqué à la fois dans le numérateur et le dénominateur de l’indice.

4.4 La participation des personnes affectées à un même poste désigné au sein de l’OIU pourra être comptabilisée individuellement si ces personnes ont exécuté les fonctions à divers moments au cours de manœuvres visant à améliorer l’efficacité, d’exercices, d’évaluations pratiques ou d’événements au cours des huit trimestres précédents.

A.7 Indice de vérification des ressources d’intervention d’urgence

1.0 But :

Indiquer le niveau de vérification des installations et de l’équipement d’intervention d’urgence qui seraient utilisés par la centrale en cas d’urgence.

2.0 Définition :

L’indice est le pourcentage des activités d’entretien préventif, d’essai et de vérification qui ont été menées à terme pour les installations et l’équipement d’intervention d’urgence par rapport au nombre total d’activités prévues en la matière au cours du trimestre.

3.0 Calcul :

Indice de vérification des ressources d’intervention d’urgence = [A/B] x 100 %

Où :

A = nombre d’activités d’entretien préventif, d’essai et de vérification menées à terme au cours du trimestre

B = nombre d’activités d’entretien préventif, d’essai et de vérification prévues au cours du trimestre

4.0 Notes :

4.1 Le titulaire de permis doit fournir à la CCSN une liste complète des activités d’entretien préventif, d’essai et de vérification du stock pour les installations et l’équipement d’intervention d’urgence, y compris ce qui suit :

• systèmes fixes
• instruments portatifs
• matériel de communication
• autre équipement qui doit être prêt à servir conformément au plan des mesures d’urgence du titulaire de permis
• autres équipement et installations d’urgence précisés dans le guide d’application de la réglementation G-225 de la CCSN, Planification d’urgence dans les installations nucléaires de catégorie I, les mines d’uranium et les usines de concentration d’uranium

4.2 Les dates prévues des activités d’entretien préventif, d’essai et de vérification serviront à déterminer le respect du calendrier d’exécution. Cet indice mesure le nombre d’activités d’entretien préventif, d’essai et de vérification du stock menées à terme par rapport au calendrier établi. L’indice n’a rien à voir avec le succès ou l’échec d’un essai ni avec la disponibilité de l’équipement.

A.8 Indice de non-conformité

1.0 But :

• Indiquer le nombre de cas où la centrale nucléaire n’a pas été exploitée conformément aux conditions du permis, ou à la LSRN et ses règlements d’application.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

Une non-conformité est un défaut de se conformer à la LSRN et à ses règlements d’application, ou à une condition de permis, y compris les documents cités en référence dans le permis.

3.0 Calcul :

Indice de non-conformité = nombre total de situations ou d’événements qui présentent au moins une non-conformité dans les catégories suivantes

Sous-indice de non-conformité = nombre total de non-conformités pour chacune des catégories

Catégories :

• nombre de cas de non-conformité aux Lignes de conduite pour l’exploitation mentionnées dans le permis
• nombre de cas de non-conformité aux exigences de radioprotection mentionnées dans le permis
• nombre de cas de non-conformité à l’effectif minimal par quart mentionné dans le permis
• nombre d’autres cas de non-conformité au permis
• nombre de cas de non-conformité à la LSRN et à ses règlements d’application

4.0 Notes :

4.1 Les situations ou événements à déclarer sont définis dans le document RD-99.2.

4.2 Les valeurs à employer dans les calculs seront fondées sur la date de présentation du rapport de situation ou d’événement.

4.3 Pour chaque situation ou événement, le titulaire de permis doit indiquer quelle catégorie de non-conformité s’applique. Dans tous les cas, il faut utiliser uniquement la catégorie de non-conformité qui décrit le mieux la situation. Ne pas comptabiliser en double.

4.4 Pour une centrale à tranches multiples, le titulaire de permis doit indiquer à quelle tranche se rapporte le cas de non-conformité.

A.9 Nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression

1.0 But :

• Indiquer le nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression survenus à la centrale nucléaire.
• Vérifier le respect des normes et des codes du secteur nucléaire.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

Dégradation de l’enveloppe de pression : dégradation de l’enveloppe de pression qui excède la limite précisée dans l'analyse, la norme ou le code de conception, ou dans le code ou la norme d’inspection.

Enveloppe de pression : enveloppe d’un appareil, d’une structure, d’un système ou d’un composant sous pression qui fait partie d’un système nucléaire ou non et est déjà enregistré ou peut être enregistré en vertu de la législation applicable sur les chaudières ou les appareils sous pression, ou enveloppe d’un appareil, d’une structure, d’un système ou d’un composant sous pression faisant partie du système de confinement de la centrale nucléaire.

3.0 Calcul :

Nombre total de cas de dégradation des enveloppes de pression dans chacune des catégories suivantes :

a_n1 = nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression des systèmes nucléaires de classe 1 qui ont été déclarés conformément au document RD-99.2 au cours d’un trimestre donné

a_n2 = nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression des systèmes nucléaires de classe 2 qui ont été déclarés conformément au document RD-99.2 au cours d’un trimestre donné

a_n3 = nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression des systèmes nucléaires de classe 3 qui ont été déclarés conformément au document RD-99.2 au cours d’un trimestre donné

a_n4 = nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression des systèmes nucléaires de classe 4 qui ont été déclarés conformément au document RD-99.2 au cours d’un trimestre donné

a_nc = nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression des systèmes classiques qui ont été déclarés conformément au document RD-99.2 au cours d’un trimestre donné

4.0 Notes :

4.1 Le document RD-99.1 contient des exemples de dégradation d’une enveloppe de pression.

4.2 Les classes 1, 2, 3 et 4 ci-dessus font référence au code du composant en cause selon les exigences définies dans la norme N285.0 de la CSA : Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU.

A.10 Coefficient d’exécution de l’entretien préventif

1.0 But :

• Surveiller l’efficacité du programme d’entretien préventif visant à réduire la nécessité d’exécuter des activités d’entretien correctif.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

Le coefficient d’exécution de l’entretien préventif est le nombre de travaux d’entretien préventif (EP) exécutés divisé par le nombre total de travaux d’entretien préventif et d’entretien correctif (EC) exécutés.

L’entretien préventif consiste à prendre des mesures permettant de détecter, de prévenir ou d’atténuer la dégradation d’un OSC qui fonctionne afin de soutenir ou de prolonger sa vie utile en maintenant la dégradation et les défaillances à un niveau acceptable. L’entretien préventif peut être périodique, planifié ou prédictif.

L’entretien correctif consiste à prendre des mesures qui, au moyen de travaux de réparation, de la remise en état ou du remplacement, restaurent la capacité d’un OSC défaillant afin qu’il remplisse sa fonction dans les limites des critères d’acceptation.

3.0 Calcul :

4.0 Notes :

4.1 Les travaux d’entretien préventif sont les travaux effectués sur l’équipement des systèmes liés à la sûreté sur place, c’est-à-dire qu’ils sont en bon état de marche lorsque le travail commence. Ces travaux incluent ceux qui sont fondés sur la fréquence ou l’état.

4.2 Les travaux d’entretien correctif sont les travaux exécutés par suite d’un rapport faisant état d’une défaillance de l’équipement des systèmes liés à la sûreté. Ils ne comprennent pas les modifications apportées à la conception.

4.3 Les demandes de travail relatives aux systèmes liés à la sûreté sont des demandes rédigées durant le trimestre en vue de corriger les lacunes. Elles doivent avoir fait l’objet d'un examen préliminaire par le groupe de gestion des travaux de la centrale et être désignées comme valides pour être incluses dans le décompte effectué pour un trimestre.

4.4 Les données doivent être signalées par tranche, y compris la tranche commune pour les centrales à tranches multiples. Les travaux sont comptés par demande de travail dans chaque discipline, et non en fonction des travaux. Une demande de travail qui comporte des interventions répétitives pour de l’équipement divers est considérée comme une demande pour chaque pièce d’équipement distincte.

A.11 Indice d’événements liés au rayonnement

1.0 But :

• Indiquer le nombre et la gravité pondérée des événements liés au rayonnement qui sont survenus à la centrale nucléaire.
• Vérifier le respect des attentes de la CCSN en matière de radioprotection des travailleurs.

2.0 Définition :

Un événement lié au rayonnement est un événement ayant eu l’un ou plusieurs des effets suivants :

• une contamination corporelle fixe dépassant 50 kBq/m² (1,35  Ci/m²)
• une dose aiguë imprévue au corps entier (causée par une exposition externe) dépassant 5 mSv (500 mrem)
• une incorporation aiguë imprévue de matières radioactives entraînant une dose efficace dépassant 2 mSv (200 mrem)
• une dose aiguë ou engagée dépassant l’une des limites précisées dans le Radiation Protection Regulations, partie I (Ontario Power Generation), dans le Radiation Protection Regulations (Bruce Power), dans les Directives de santé et normes de radioprotection (Hydro-Québec) ou dans le Radiation Protection Regulations (Énergie Nouveau-Brunswick)

3.0 Calcul :

Indice d’événements liés au rayonnement = a + 5b + 5c + 50d

Où :

a = nombre d’événements liés au rayonnement au cours d’un trimestre, après des tentatives de décontamination, où la contamination corporelle fixe mesurée dépasse 50 kBq/m² (1,35 μCi/m²)

b = nombre d’événements survenus au cours d’un trimestre, où une dose aiguë imprévue au corps entier (causée par une exposition externe) dépasse 5 mSv (500 mrem)

c = somme des doses efficaces, normalisées à 2 mSv, pour les événements survenus au cours d’un trimestre, où une incorporation de matières radioactives a entraîné une dose efficace dépassant 2 mSv (200 mrem)

d = nombre d’événements survenus au cours d’un trimestre, où une dose aiguë ou engagée dépasse l’une des limites précisées dans le Radiation Protection Regulations, partie I (Ontario Power Generation), dans le Radiation Protection Regulations (Bruce Power), dans les Directives de santé et normes de radioprotection (Hydro-Québec) ou dans le Radiation Protection Regulations (Énergie Nouveau-Brunswick)

4.0 Notes :

4.1 Les facteurs de pondération (1, 5, 5, et 50) requis pour distinguer les événements liés au rayonnement qui sont les moins significatifs de ceux qui sont les plus graves du point de vue de la sûreté ne reflètent pas le facteur de risque. Ils sont une approximation de l’importance de chaque type de situation ou d’événement.

4.2 Le total de « c » ci-dessus est normalisé à 2 mSv, c’est-à-dire qu’on divise la dose réelle reçue suite à l'événement ou aux événements en question par 2 mSv. Par exemple, dans le cas de deux expositions imprévues de 3 mSv et de 4 mSv découlant d’incidents d’incorporation distincts, on aurait c = 3 mSv/2 mSv + 4 mSv/2 mSv = 1,5 + 2 = 3,5. On multiplierait ensuite cette valeur de « c » par le facteur de pondération 5.

4.3 Afin de prévenir la double comptabilisation des mêmes événements, seul le niveau ayant les conséquences les plus graves sera calculé pour un même événement. Par exemple, si un même événement entraîne une dose aiguë imprévue au corps entier dépassant 5 mSv (500 mrem) et une dose au corps entier dépassant la limite réglementaire chez le travailleur touché, l'événement serait considéré comme étant de type « d » (le plus grave) et non un de type « b » et un autre de type « d ».

4.4 Voici un exemple de calcul de l’indice d’événements liés au rayonnement avec les valeurs suivantes :

a = 2 événements survenus pendant un trimestre, après des tentatives de décontamination, où la contamination corporelle fixe mesurée dépasse 50 kBq/m² (1,35 μCi/m²)

b = 1 événement survenu pendant un trimestre où une dose aiguë imprévue au corps entier (causée par une exposition externe) dépasse 5 mSv (500 mrem), mais ne dépasse pas les limites de dose de rayonnement fixées dans le règlement de radioprotection de la centrale

c = exemple de 3,5 cité au point 4.2 ci-dessus pour deux expositions imprévues de 3 mSv et de 4 mSv

d = 1 événement survenu pendant un trimestre où une dose aiguë ou engagée dépasse l’une des limites précisées dans le règlement de radioprotection de la centrale, et qui n’est pas inclus dans le calcul du point « b »

Indice d’événements liés au rayonnement = a + 5b + 5c + 50d
= 2 +5(1) + 5(3,5) + 50(1)
= 74,5

A.12 Dose de rayonnement à la centrale

1.0 But :

• Indiquer la dose totale de rayonnement ionisant reçue par les personnes qui travaillent à la centrale, y compris ses installations connexes.
• Vérifier dans quelle mesure la dose efficace collective à la centrale est maintenue au niveau le plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes à celui des autres centrales sur le plan international.

2.0 Définition :

Somme des doses au corps entier de rayonnement ionisant qui sont reçues par les personnes (employés permanents, à temps partiel et temporaires, entrepreneurs externes, experts-conseils, etc.) qui travaillent à la centrale et dans ses installations connexes, au cours de l’année.

Somme des doses externes totales estimatives attribuables aux arrêts de la centrale.

3.0 Calcul :

Dose efficace collective totale = dose interne + dose externe à la centrale

Dose moyenne par tranche = dose efficace collective / nombre de tranches en exploitation ou en remise en état

Dose moyenne par travailleur = dose efficace collective / nombre de travailleurs à la centrale nucléaire ayant reçu une dose non nulle

Dose externe totale estimative pendant l’arrêt = somme des doses externes estimatives pendant les arrêts (prévus ou forcés) à la tranche

4.0 Présentation des données :

4.1 Les données suivantes concernant les doses doivent être présentées :

• Dose efficace collective
• externe
• interne
• totale
• dose moyenne par tranche
• dose moyenne par travailleur
• état des tranches de la centrale nucléaire
• Dose collective pendant les arrêts
• dose pendant les arrêts prévus – externe
• dose pendant les arrêts forcés – externe
• dose externe totale estimative pendant l’arrêt
• numéro de la tranche touchée par l’arrêt
• durée de l’arrêt (en jours)
• Dose collective absorbée lorsque le réacteur fonctionne normalement – dose externe
• Répartition des doses individuelles (regroupées en fonction des répartitions suivantes : 0 à 1,0 mSv; 1,01 à 5,0 mSv; 5,01 à 10,0 mSv; 10,01 à 15 mSv; 15,01 à 20,0 mSv et plus de 20,0 mSv)
• Dose efficace moyenne par travailleur
• Dose efficace maximale par travailleur
• Résumé de la dose neutron (soit le nombre de personnes ayant reçu une dose neutron, la dose neutron maximale absorbée par une personne et la dose neutron collective)
• Résumé de la dose aux extrémités (soit le nombre de personnes ayant reçu une dose aux extrémités, la dose aux extrémités maximale absorbée par une personne et la dose aux extrémités collective)
• Résumé de la dose à la peau (soit le nombre de personnes ayant reçu une dose à la peau, la dose à la peau maximale absorbée par une personne et la dose à la peau collective)

4.2 En ce qui a trait aux données concernant les doses aux groupes de travailleurs, les renseignements qui doivent être présentés pour chaque groupe sont le titre du groupe de travailleurs, le nombre de personnes, la dose collective (externe, interne et totale), la dose maximale, la dose moyenne et le pourcentage de la dose totale reçue à la centrale.

5.0 Notes :

5.1 La mise en état d’arrêt d’une tranche est considérée comme « prévue » lorsque la décision de la mettre en état d’arrêt a déjà été prise, peu importe que la tranche soit mise en état d’arrêt avant la date prévue à cause d’une mise en état d’arrêt forcée.

5.2 Les doses liées aux travaux effectués durant une panne de courant imprévue, une mise en état d’arrêt forcée ou des manœuvres de puissance, ou durant une brève mise en état d’arrêt comme une opération de prévention de l’empoisonnement, doivent être déclarées sous la rubrique « arrêts forcés ». En outre, les doses attribuables à des activités relatives à une tranche déclassée, mise sous cocon ou fermée temporairement ne doivent pas être déclarées sous la rubrique « activités de remise en état ou stockage sécuritaire ».

5.3 Les doses attribuables à un arrêt comprennent les doses directement liées à la préparation de la mise en état d’arrêt, au redémarrage et aux manœuvres de puissance connexes.

5.4 Les doses imputables à une exposition aux neutrons devraient normalement être considérées pour cet indicateur.

5.5 Aux fins du programme des indicateurs de rendement de la CCSN, les doses au corps entier peuvent être considérées comme des doses profondes.

5.6 La dose efficace collective à la centrale doit comprendre toutes les doses (tranches en état d’arrêt et en fonctionnement) reçues par le personnel (employés permanents, à temps partiel et temporaires, entrepreneurs externes, experts-conseils, etc.) qui ont travaillé à la centrale et dans ses installations connexes au cours de l’année.

5.7 Les doses engagées à l’égard du personnel attribuables aux services communs de la centrale (la tranche zéro ou la reconcentration d’eau lourde, par exemple) ou à des travaux dans des installations directement liées à l’exploitation de la tranche (nettoyage, décontamination, chargement du combustible et manipulation des déchets) doivent être incluses sous la rubrique « dose efficace collective totale ».

5.8 Les doses reçues par les visiteurs ou les doses attribuables aux activités liées aux programmes d’information du public doivent être exclues de cet indicateur.

A.13 Nombre d’omissions d’essais prescrits sur les systèmes
ûreté

1.0 But :

• Indiquer le nombre d’essais réalisés avec succès conformément aux conditions de permis, y compris ceux mentionnés dans les documents présentés à l’appui d’une demande de permis.
• Vérifier dans quelle mesure les exigences en matière de disponibilité de la CCSN et du titulaire de permis sont respectées.

2.0 Définition :

Le nombre d’omissions d’essais prescrits sur les systèmes de sûreté est la somme des essais qui ne sont pas effectués ou terminés pour chacun des trois groupes de systèmes liés à la sûreté (systèmes spéciaux de sûreté, systèmes de sûreté en attente et autres systèmes fonctionnels liés à la sûreté) déclarés conformément au document RD-99.2 pour un trimestre.

3.0 Calcul :

Nombre d’omissions d’essais = a + b + c

Où :

a = nombre d’omissions d’essais sur les systèmes spéciaux de sûreté

b = nombre d’omissions d’essais sur les systèmes de sûreté en attente

c = nombre d’omissions d’essais sur les systèmes fonctionnels liés à la sûreté

4.0 Notes :

4.1 Aux fins du présent indicateur de rendement, les systèmes suivants sont visés :

• Systèmes spéciaux de sûreté : SAU1 (système d’arrêt d’urgence 1), SAU2, SAUA (système d’arrêt d’urgence amélioré) de la centrale Pickering-A, SRUC (système de refroidissement d’urgence du cœur) et système de confinement
• Systèmes de sûreté en attente : refroidissement d’urgence des générateurs de vapeur, alimentation électrique d’urgence, générateurs de secours, décharge filtrée suite à un accident, eau d’alimentation d’urgence, système de transfert d’eau entre les tranches
• Systèmes fonctionnels liés à la sûreté : régulation du réacteur, caloporteur, modérateur, systèmes électriques de catégorie I, II et III, alimentation auxiliaire des générateurs de vapeur, eau de service

Cette liste pourrait être augmentée ultérieurement.

4.2 Les omissions d’essais ont trait aux essais non effectués ou non terminés, et non aux essais qui échouent.

4.3 Les essais effectués après la fin de l’intervalle admissible maximal (intervalle des essais + délai de grâce) comptent comme des omissions, à moins qu’ils aient été reportés conformément aux procédures autorisées en vertu du permis ou à moins d’obtenir de la CCSN une prolongation de l’intervalle des essais.

4.4 Dans le cas des centrales à tranches multiples, les essais effectués à l'échelle de la centrale seront déclarés sous la tranche 0.

4.5 Aux fins d’analyse, il faut déclarer le nombre total d’essais effectués pour chacune des catégories a, b et c ci-dessus.

A.14 Nombre de transitoires imprévus

1.0 But :

Indiquer le nombre de transitoires de puissance du réacteur imputables aux défaillances de l’équipement ou à des erreurs des opérateurs alors que le réacteur ne se trouve pas en état d’arrêt garanti.

2.0 Définition :

Les transitoires imprévus sont les situations ou les événements qui entraînent un changement de l’état de fonctionnement du réacteur, pour les raisons suivantes :

a) baisses contrôlées et reculs rapides de puissance imprévus (automatiques et manuels) qui se produisent lorsque le réacteur n’est pas en état d’arrêt garanti. Ces baisses ou reculs de puissance font suite à des mesures correctives prises par l’opérateur, ou à la défaillance de l’équipement interne de la centrale, à un signal parasite, à une erreur humaine ou à des événements externes comme des phénomènes météorologiques violents, un séisme, un écrasement d’avion, une instabilité du réseau, une explosion ferroviaire, etc.

b) déclenchements imprévus d’un SAU (automatiques et manuels) qui se produisent lorsque le réacteur n’est pas en état d’arrêt garanti. Ces déclenchements font suite à des mesures correctives prises par l’opérateur, ou à la défaillance de l’équipement interne de la centrale, à un signal parasite, à une erreur humaine ou à des événements externes comme des phénomènes météorologiques violents, un séisme, un écrasement d’avion, une instabilité du réseau, une explosion ferroviaire, etc.

3.0 Calcul :

Nombre total de transitoires imprévus au cours d’un trimestre pour une tranche. Nombre total d’heures durant lesquelles le réacteur est en train d’être mis en état d’arrêt garanti ou est en état d’arrêt garanti.

4.0 Notes :

4.1 Les déclenchements manuels d’un SAU, de même que les baisses contrôlées ou les reculs rapides de puissance manuels, qui sont nécessaires (par opposition à forcés) en raison de travaux d’entretien prévus ou d’essais courants, ne sont pas inclus au nombre des transitoires imprévus.

4.2 Si une situation ou un événement provoque dans l’ordre une baisse contrôlée de puissance, un recul rapide de puissance et un déclenchement d'un SAU, alors tous ces transitoires seront considérés comme un seul transitoire.

4.3 Si une situation ou un événement provoque le déclenchement des deux SAU, ces deux déclenchements seront considérés comme un seul transitoire.

4.4 Après un réarmement des systèmes par l’opérateur à la suite d’une baisse contrôlée de puissance, d’un recul rapide de puissance ou d’un déclenchement d’un SAU et lorsqu’on augmente la puissance du réacteur, si un autre transitoire se produit parce qu’on a négligé de corriger les causes du transitoire initial, toute baisse contrôlée de puissance, tout recul rapide de puissance ou tout déclenchement d’un SAU subséquent doit être inclus dans le calcul du nombre de transitoires imprévus.

A.15 Coefficient de perte de capacité imprévue

1.0 But :

• Indiquer dans quelle mesure la gestion, l’exploitation et l’entretien d’une tranche permettent d’éviter les arrêts imprévus.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes à celui des autres centrales sur le plan international.

2.0 Définition :

Cet indicateur est défini dans le document de l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO), Implementing Guideline 19.1 (1993), addenda de septembre 1996.

3.0 Calcul :

Production d’énergie de référence (PER) = capacité d’une tranche x période de référence (MW-heures)

Perte d’énergie totale imprévue par trimestre (PEI) = perte d’énergie totale imprévue durant la période de référence (MW-heures)

Coefficient de perte de capacité imprévue (PCI) = PEI/PER x 100 %

4.0 Notes :

Document de référence WANO, WANO IG 19.1 ANR1.OR, septembre 1996.

A.16 Retard cumulé au chapitre de l’entretien correctif

1.0 But :

• Indiquer un aspect de la condition physique de la centrale en fonction du nombre de travaux d’entretien correctif en retard sur les ouvrages, systèmes et composants.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

Un entretien correctif est nécessaire lorsqu’un OSC fait défaillance ou s’il ne peut plus remplir les fonctions pour lesquelles il a été conçu. Le retard cumulé au chapitre de l’entretien correctif comprend tous les travaux d’entretien correctif qui font l’objet d’une demande de travail et qui sont inscrits à la colonne des travaux non complétés dans le système de gestion des travaux.

3.0 Calcul :

L’indicateur se compose du nombre total de demandes de travaux d’entretien correctif toujours actives à la fin du trimestre, et qui se retrouvent dans la colonne des travaux non complétés. L’indicateur se présente comme le nombre de demandes de travail par tranche.

4.0 Notes :

4.1 La valeur devrait être la même que celle utilisée pour l’Indice de fiabilité de l’équipement aux centrales nucléaires.

4.2 Pour les centrales à plusieurs tranches, la tranche 0 est considérée comme une tranche distincte.

4.3 L’entretien correctif pendant les arrêts n’est pas inclus dans cet indicateur.

A.17 Retard cumulé au chapitre de l’entretien facultatif

1.0 But :

Indiquer un aspect de la condition physique de la centrale en fonction du nombre de travaux d’entretien facultatif en retard sur les ouvrages, systèmes et composants.

2.0 Définition :

L’entretien facultatif est prévu lorsque des ouvrages, systèmes ou composants se détériorent, mais qu’ils peuvent encore remplir les fonctions pour lesquelles ils ont été conçus. Le retard cumulé à cet égard comprend tous les travaux d’entretien facultatif qui font l’objet d’une demande de travail et qui sont inscrits dans la colonne des travaux non complétés du système de gestion des travaux.

3.0 Calcul :

L’indicateur se compose du nombre total de demandes de travaux facultatifs à la fin du trimestre qui se retrouvent dans la colonne des travaux non complétés. Cet indicateur se présente comme le nombre de demandes de travail par tranche.

4.0 Notes :

4.1 La valeur devrait être la même que celle utilisée pour l’Indice de fiabilité de l’équipement aux centrales nucléaires.

4.2 Pour les centrales à plusieurs tranches, la tranche 0 est considérée comme une tranche distincte.

4.3 L’entretien facultatif pendant les arrêts n’est pas inclus dans cet indicateur.

A.18 Reports des travaux d’entretien préventif

1.0 But :

• Indiquer dans quelle mesure l’exécution du programme d’entretien préventif est respectée. Le fait de reporter des travaux d’entretien préventif peut mener à un mauvais rendement de la centrale.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

Le report d’un entretien préventif se définit par une demande de travail d’entretien préventif pour laquelle la date limite est dépassée et qui a passé le processus d’approbation, y compris l’évaluation technique.

3.0 Calcul :

La valeur est la somme de toutes les demandes de travaux d’entretien préventif prédéterminés qui sont reportées pendant le trimestre. L’entretien préventif effectué tous les mois ou plus fréquemment peut être exclu. Cet indicateur se présente comme le nombre de demandes de travail par tranche par trimestre.

4.0 Notes :

4.1 La valeur est la même que celle utilisée pour l’Indice de fiabilité de l’équipement aux centrales nucléaires.

4.2 Pour les centrales à plusieurs tranches, la tranche 0 est considérée comme une tranche distincte.

A.19 Conformité à l’horaire de travail hebdomadaire moyen

1.0 But :

• Indiquer dans quelle mesure le travail est planifié et organisé avec efficacité à la centrale. Une bonne conformité à l’horaire de travail est également indicative d’un programme d’entretien qui n’est pas de nature réactive, donc plus efficace.
• Comparer le rendement des centrales nucléaires canadiennes entre elles.

2.0 Définition :

La conformité à l’horaire de travail hebdomadaire se définit par le pourcentage des travaux terminés à la fin d’une semaine de travail donnée en comparaison avec le nombre total de travaux prévus pendant cette semaine.

3.0 Calcul :

La conformité à l’horaire est le nombre total d’activités prévues terminées divisé par le nombre total d’activités prévues exprimé en pourcentage. La valeur de l’indicateur est la moyenne de toutes les semaines d’un trimestre. Les unités de mesure sont le pourcentage moyen par tranche.

4.0 Notes :

4.1 La valeur devrait être la même que celle utilisée pour l’Indice de fiabilité de l’équipement aux centrales nucléaires.

4.2 Pour les centrales à plusieurs tranches, la tranche 0 est considérée comme une tranche distincte.

Annexe B : Rapport sur la fiabilité de la centrale nucléaire et sur les dangers qu’elle représente

B.1 Résumé

Le rapport doit faire état des principales constatations faites et des principales modifications apportées au cours de l’année civile, notamment :

• les modifications apportées à la liste des systèmes importants pour la sûreté ou à leurs objectifs de fiabilité
• le rendement global des systèmes importants pour la sûreté, y compris un résumé statistique
• les modifications ayant un impact majeur sur les modèles de fiabilité;
• la mise à jour importante des modèles de fiabilité pour les systèmes importants pour la sûreté
• l’exposé général sur l’exécution des activités de surveillance requises, telles que les essais courants, les travaux prédéfinis et les vérifications courantes de l’opérateur
• le nombre d’événements ayant provoqué le déclenchement des systèmes d’atténuation
• les changements importants concernant les modes ou les taux de défaillance

B.2 Liste des systèmes importants pour la sûreté

Section 2.2.2.4 a) du document RD-99.2 : Dresser la liste de tous les systèmes importants pour la sûreté. Dans chaque cas, indiquer l’objectif de fiabilité établi. Indiquer et expliquer les modifications apportées à la liste des systèmes importants pour la sûreté ou aux objectifs de fiabilité établis par rapport aux années antérieures.

Tableau B.1 – Liste des systèmes importants pour la sûreté et de leurs objectifs de fiabilité

Système important pour la sûreté	Objectif de fiabilité

On peut répertorier dans cette section les structures et composants importants pour la sûreté et leurs objectifs de fiabilité (pour autant que ces structures et ces composants aient été identifiés).

B.3 Rendement des systèmes

Insérer pour chaque système important pour la sûreté une section conforme à la suivante :

B.3.1 Systèmes importants pour la sûreté

Section 2.2.2.4 b) du document RD-99.2 : Inclure pour chaque système important pour la sûreté de la centrale nucléaire une évaluation comparative de la fiabilité eu égard à l’objectif de fiabilité du système. Cette section doit fournir les renseignements suivants:

• la fiabilité prévue du système, calculée à l’aide du modèle actualisé du système et des données actuelles
• la fiabilité observée du système au cours de l’année précédente
• une évaluation comparative de l’objectif de fiabilité du système, de la fiabilité prévue et celle observée
• une explication des variations de la fiabilité prévue du système par rapport aux années antérieures
• des indices de fiabilité spécifiques pour les composants majeurs tels que les circuits d’alimentation de catégorie III et les circuits d’alimentation d’urgence ou certifiés, tenant compte pour chaque génératrice de l’incapacité de démarrer (en défaillances par nombre de sollicitations) et de l’incapacité de fonctionner (en défaillances par heure)

Cette section fait état des indices de fiabilité comparatifs des systèmes importants pour la sûreté répertoriés à la section B.2. Il faut tenir compte dans cette section des éléments suivants :

• un même système important pour la sûreté peut nécessiter plusieurs évaluations distinctes de la fiabilité en fonction de divers critères de défaillance
• si le système est commun à de multiples tranches qui diffèrent les unes des autres, l’évaluation de la fiabilité doit porter sur la tranche limitatrice
• il faut préciser les limites du système modélisé pour tous les cas étudiés (p. ex., pour un accident de perte de caloporteur attribuable à une petite brèche, le système de refroidissement d’urgence peut comporter un système d’extraction de vapeur aux fins du refroidissement ultra rapide)

B.3.1.1 Fiabilité prévue

Tableau B.2 – Fiabilité prévue

Critère de défaillance	Fiabilité prévue				Objectif
	Années antérieures		Présent	Futur
	Année X – 2	Année X – 1	Année courante (X)	Année X + 1

Cette section fait état de la fiabilité prévue pour le futur à partir des données actuelles et la compare celle prévue pour l’année en cours et pour les années antérieures, ainsi qu’à l’objectif de fiabilité. Il faut réévaluer la fiabilité chaque année en se fondant sur les données les plus récentes concernant les défaillances.

Il faut fournir dans la présente section les renseignements relatifs à l’évaluation concernant le code machine, la valeur seuil, le nom du fichier électronique, l’historique des révisions et le numéro de rapport, le cas échéant. Si ces renseignements sont présentés à l’annexe B.6 du rapport, la présente section peut y renvoyer. Si l’évaluation de la fiabilité prend appui sur des données autres que celles présentées à la section B.5, la justification doit être fournie dans cette section.

B.3.1.2 Fiabilité observée

Cette section sert à énumérer les tendances relevées en matière de fiabilité des systèmes importants pour la sûreté.

Tableau B.3 – Fiabilité observée du système

Critère de défaillance	No de la tranche _	No de la tranche _	No de la tranche _	No de la tranche _	Fiabilité prévue pour l’année précédente	Objectif

Tableau B.4 – Indices de fiabilité des groupes électrogènes de secours

A. Résultats des essais
No de GES	Démarrage		Fonctionnement
	Tentatives	Défaillances	Heures	Défaillances
1
2
3
4
Total
B. Statistiques sur la mise hors service
No de GES	Aux fins d’entretien		Arrêt forcé
	Incidents	Heures	Incidents	Heures
1
2
3
4
Total

Tableau B.5 – Tendance relative aux indices de fiabilité des groupes électrogènes de secours

Année*

Taux de défaillance de fonctionnement

Durée moyenne avant défaillance

Temps moyen de réparation

Indice d’indisponibilité

GES1

GES2

GES3

GES4

GES1

GES2

GES3

GES4

GES1

GES2

GES3

GES4

GES1

GES2

GES3

GES4

Année X – 5

Année X – 4

Année X – 3

Année X – 2

Année X – 1

* Année courante = X

Tableau B.6 – Indices de fiabilité des groupes électrogènes d’urgence

A. Résultats des essais
No de GEU	Démarrage		Fonctionnement
	Tentatives	Défaillances	Heures	Défaillances
1
2
Total
B. Statistiques sur la mise hors service
No de GEU	Aux fins d’entretien		Arrêt forcé
	Indicents	Heures	Incidents	Heures
1
2
Total

Tableau B.7 – Tendance relative aux indices de fiabilité des groupes électrogènes d’urgence

Année*	Taux de défaillance de fonctionnement		Durée moyenne avant défaillance		Temps moyen de réparation		Indice d’indisponibilité
	GEU1	GEU2	GEU1	GEU2	GEU1	GEU2	GEU1	GEU2
Année X – 5
Année X – 4
Année X – 3
Année X – 2
Année X – 1

* Année courante = X

B.3.1.3 Incidents

Section 2.2.2.4 c) du document RD-99.2 : Énumérer et décrire brièvement, pour chaque système important pour la sûreté, i) les incidents survenus durant l’année civile au cours desquels le système n’était pas disponible pour remplir sa fonction, et indiquer les mesures prises à la suite de ces incidents.

Cette section décrit les incidents (aussi appelés défaillances majeures) dont font l’objet les systèmes ainsi que leur incidence sur la fiabilité du système. On entend par incident toute défaillance ayant pour effet de réduire l’efficacité du système suffisamment pour l’empêcher de remplir sa fonction de sûreté, même s’il est toujours fonctionnel.

B.3.1.4 Défaillances mineures

Section 2.2.2.4 c) du document RD-99.2 : Énumérer et décrire brièvement, pour chaque système important pour la sûreté, ii) toute défaillance du système survenue au cours de l’année civile, y compris le type et la durée, ainsi que son incidence sur la fiabilité du système. Il faut inclure celles résultant d’une défaillance ou de l’enlèvement imprévu d’équipement dans les systèmes de soutien du système important pour la sûreté.

Cette section décrit les défaillances mineures des systèmes importants pour la sûreté ainsi que leur effet sur la fiabilité du système. On entend par défaillance mineure une défectuosité ayant pour effet de réduire la redondance du système ou d’accroître la possibilité de grave défaillance d’un système fonctionnel ou d’un événement déclencheur. Autrement dit, il s’agit d’une défectuosité qui entraîne la dégradation d’un système sans l’empêcher de demeurer conforme à ses spécifications en matière de conception et de rendement.

En cas de multiples défaillances mineures simultanées, il faut évaluer les effets de chevauchement.

Tableau B.8 – Défaillance mineure et incidence sur la fiabilité du système

Défaut	Composant/ Événement primaire	Mode de défaillance	Durée de la défaillance	Modèle applicable	Fiabilité instantanée

L’annexe B.4 du rapport devrait fournir des renseignements détaillés sur la nature de la défaillance. Les mises hors service prévues dont tient compte le modèle de fiabilité n’ont pas à être décrites.

Cette section décrit également les situations qui donnent lieu à une déficience des systèmes importants pour la sûreté, mais pour lesquelles le composant défectueux ou hors service ne fait pas partie du système en cause. Ainsi, bien que la perte d’une barre omnibus de catégorie II alimentant un composant du SRUC ne puisse manquer d’accroître la probabilité de défaillance, il se peut que l’approche de modélisation intrinsèque ne tienne pas compte de l’impact de la situation sur la fiabilité du système important pour la sûreté. Il est possible que le composant défectueux ou hors service fasse partie d’un système qui n’est pas important pour la sûreté, même si la situation a pour effet d’accroître la probabilité de défaillance du système qui l’est.

Si l’événement provoque la défaillance d’autres systèmes importants pour la sûreté, il faut les décrire dans la section « Défaillances dépendantes de cause partagée ».

B.3.1.5 Modifications

Section 2.2.2.4 d) du document RD-99.2 : Pour chaque système important pour la sûreté, décrire les modifications apportées au cours de l’année civile i) à la conception, ii) à une pratique d’exploitation ou d’entretien ou iii) aux modèles utilisés pour évaluer la fiabilité qui ont eu une incidence sur la fiabilité, puis évaluer et décrire cette incidence.

Cette section rend compte des modifications apportées à la conception ou aux pratiques d’exploitation et d’entretien ayant eu une incidence sur la fiabilité des systèmes (p. ex., le cycle de service des équipements peut avoir un effet sur la fréquence de mise à l’essai de ces équipements). Seules les modifications permanentes doivent être signalées dans la présente section, les modifications temporaires l’étant dans la section B.3.1.4.

La section doit aussi rendre compte des modifications apportées au modèle de fiabilité et de leur incidence sur la fiabilité des systèmes.

B.3.1.6 Exécution des activités de surveillance

Section 2.2.2.4 e) du document RD-99.2 : Fournir les renseignements suivants :

1. rendre compte de toutes les activités de surveillance prescrites par le permis d’exploitation qui n’ont pas été exécutées au cours de l’année civile
2. énumérer les activités prévues pour l’inspection, la surveillance, la mise à l’essai ou la vérification de la fiabilité d’un système important pour la sûreté de la centrale nucléaire, mais non menées à terme durant l’année civile
3. indiquer l’impact qu’a eu sur la fiabilité du système le fait que les activités prévues n’aient pas été menées à terme dans les délais

Cette section rend compte des activités prévues décrites dans l’évaluation de la fiabilité qui ont été omises ou reportées. Il faut y indiquer les raisons de l’omission ou du report des activités prévues ainsi que leur incidence sur la fiabilité du système. Ces activités comprennent les essais requis, les travaux prédéfinis (fiches de rappel) et les vérifications courantes de l’opérateur.

B.3.1.7 Correction des rapports antérieurs

La présente section décrit les corrections qui ont été faites dans les rapports précédents, que ce soit à la suite d’une erreur ou pour rendre compte de nouvelles données recueillies au cours de l’année civile. La raison de la correction doit être clairement indiquée.

Ainsi, lorsqu’on relève au cours de l’année civile un défaut de conception d’un composant qui était passé inaperçu depuis l’installation ou la modification de ce dernier, il faut modifier les indices de fiabilité antérieurs. Si un essai permet de déceler une défaillance et que l’intervalle d’essai est assez long pour que les indices de fiabilité précédents en soient affectés, il faut également rendre compte de ces indices.

B.4 Rendement de la centrale

B.4.1 Événements déclencheurs

Section 2.2.2.4 f) du document RD-99.2 : Décrire les événements déclencheurs qui ont eu lieu au cours de l’année civile à la centrale nucléaire. Indiquer la probabilité attribuée à chacun d’eux et préciser la raison de chaque changement important.

On entend par élément déclencheur l’un des événements suivants :

1. défaillances graves ou potentielles d’un système fonctionnel
2. déclenchement imprévu d’un système d’arrêt d’urgence
3. transitoire de puissance imprévu

Il faut réévaluer la fréquence de l’événement déclencheur et la comparer avec la fréquence utilisée pour l’analyse des risques. Si la centrale dispose d’un modèle d’étude probabiliste de sûreté (EPS), il faut indiquer dans la description de l’événement si celui-ci a eu une incidence sur la capacité des systèmes d’atténuation.

Il faut indiquer l’impact qu’a eu l’événement déclencheur sur les objectifs de sûreté de la centrale. L’analyse doit tenir compte de toute défaillance de l’équipement survenue dans le cadre de l’intervention suite à l’événement déclencheur. Toutes ces défaillances des systèmes d’atténuation doivent être clairement décrites.

B.4.2 Configurations anormales de la centrale

Section 2.2.2.4 g) du document RD-99.2 : Décrire le type, la durée et l’incidence individuelle et cumulative sur les objectifs de sûreté :

1. de toute configuration anormale de la centrale au cours de l’année civile, qu’elle ait été planifiée ou non, ayant résulté de conditions s’étant dégradées ou de problèmes liés à l’analyse de sûreté (on entend par configuration anormale toute configuration qui déroge aux procédures normales d’exploitation)
2. de tout événement et incident ayant pu accroître de façon significative le risque prévu d’endommagement du cœur ou de rejet important

On entend par « configuration anormale de la centrale » toute configuration qui déroge aux procédures normales d’exploitation du fait d’activités planifiées ou non ou de la défaillance de l’équipement (p. ex., exploitation alors que la redondance des systèmes de sûreté ou des systèmes liés à la sûreté est réduite, exploitation dans des conditions dégradées).

Il faut préciser la date et la durée de l’événement, la raison pour laquelle il s’est produit, les mesures d’atténuation qui ont été prises (s’il y a lieu) et son incidence sur les objectifs de sûreté. Si l’on dispose d’EPS de niveaux 1 et 2, indiquer, au minimum, l’impact sur la fréquence d’endommagement du cœur et sur celle des rejets importants.

B.5 Données à l’appui

Section 2.2.2.4 h) du document RD-99.2 : Fournir les données à l’appui des évaluations de la fiabilité des systèmes importants pour la sûreté de la centrale nucléaire effectuées par le titulaire de permis au cours de l’année civile. Les données pertinentes doivent comprendre :

1. le taux de défaillance présumé des composants du système
2. les tendances significatives qui se dégageant des données sur le taux de défaillance des composants
3. les données d’entrée concernant la fiabilité humaine
4. la liste des activités prévues pour l’inspection, la surveillance, la mise à l’essai ou la vérification de la fiabilité
5. les données concernant la défaillance (début de défaillance ou capacité diminuée) d’un ou de plusieurs composants de système directement attribuable à une cause commune ou partagée

B.5.1 Données sur la défaillance des composants

B.5.1.1 Taux de défaillance

Cette section rend compte des principales mises à jour dont ont fait l’objet les données sur le taux de défaillance des composants ainsi que des variations spécifiques des taux de défaillance au cours de l’année civile par rapport aux taux figurant dans la base de données. La base de données sur les défaillances utilisée pour le modèle de fiabilité doit être présentée à l’annexe B.3 du rapport. Cette section doit rendre compte de toute variation importante du taux de défaillance ou de toute tendance significative se dégageant de l’évolution de ce taux et définir clairement ce qu’on entend par ces deux expressions.

B.5.1.2 Modes de défaillance

Cette section rend compte des modes de défaillance observés au cours de l’année civile et non répertoriés dans l’arbre de défaillances des systèmes, ainsi que de leur incidence sur la fiabilité des systèmes.

B.5.2 Données sur la fiabilité humaine

Cette section rend compte des interventions humaines qui pourraient avoir une incidence sur la fiabilité des systèmes importants pour la sûreté. Certaines interventions humaines ayant une incidence directe sur la fiabilité des systèmes importants pour la sûreté peuvent être incluses à la section B.3.1.3, mais il faut établir une comparaison avec les erreurs humaines dont tient compte le modèle de fiabilité.

B.5.3 Défaillances dépendantes

B.5.3.1 Cause partagée

Cette section rend compte des événements à l’origine de défaillances dépendantes intersystèmes de cause partagée provoquant l’indisponibilité de multiples composants faisant partie de systèmes différents et pouvant être explicitement inclus dans le modèle de fiabilité. Ainsi, la défaillance d’un collecteur d’air d’instrumentation assurant l’alimentation en air de multiples composants faisant partie de plus d’un système indépendant provoquerait des défaillances dépendantes intersystèmes de cause partagée et devrait être signalé dans cette section.

Les défaillances dépendantes intrasystèmes ne touchant qu’un seul système sont répertoriées dans la section relative au système en question (p. ex., si le collecteur assure l’alimentation en air de multiples composants faisant tous partie du même système, la défaillance serait répertoriée comme une défaillance dépendante intrasystème de cause partagée et pourrait être signalée dans la section relative au système en question).

B.5.3.2 Cause commune

Cette section rend compte des événements pouvant être à l’origine de défaillances dépendantes ou d’une dégradation intersystèmes ou intrasystèmes, qui ne peuvent être explicitement incluses dans le modèle de fiabilité. Même si la section B.3.2 rend compte des défaillances de cause commune d’origine anthropique, cette section doit répertorier ces événements comme des défaillances de cause commune.

B.5.4 Liste des activités de surveillance et d’entretien prévues

La liste des activités prévues pour l’inspection, la surveillance, la mise à l’essai ou la vérification de la fiabilité des systèmes doit figurer ici ou en annexe.

B.5.5 Autres données propres à la centrale

Cette section fait état d’autres données propres à la centrale qui ne sont pas signalées aux sections B.3.1 et B.3.2. On peut y faire état des statistiques sur la fiabilité de l’équipement spécial.

B.6 Annexes au rapport

B.6.1 Annexe B.1 Définitions

B.6.2 Annexe B.2 Liste des acronymes et des abréviations

B.6.3 Annexe B.3 Données sur la défaillance des composants

B.6.4 Annexe B.4 Registres des défaillances

B.6.5 Annexe B.5 Résumé du programme d’essai

Cette annexe comprend la liste des activités prévues incluses dans le modèle de fiabilité et décrit les modifications non répertoriées dans les sections relatives aux divers systèmes, notamment les essais courants, les travaux prédéfinis, les vérifications courantes de l’opérateur et les vérifications faites à partir du pupitre de la salle de commande principale (SCP).

B.6.6 Annexe B.6 Modèles de fiabilité des systèmes importants pour la sûreté

L’information présentée dans cette annexe peut varier selon le programme de fiabilité mis en œuvre dans la centrale nucléaire (p. ex., on peut utiliser une seule valeur seuil pour tous les systèmes ou des valeurs seuils distinctes pour les différents systèmes). L’exemple qui suit illustre donc le contenu de l’annexe et non le format de présentation des données.

Tableau B.9 – Information sur les modèles de fiabilité

Système	Modèle de fiabilité				Rapport
	Nom du fichier	Seuil	Rév.	Date	No de rapport	Date
Code machine*	CAFTA version 5.01a (septembre 2003)			Générateur de valeurs seuils CAFTA Version XX (septembre 2000)

* Commun à tous les modèles de fiabilité

Tableaux

Tableau 1 : Documents contenant des exigences en matière de production de rapports

No	Titre du rapport	Délai pour la soumission d’un rapport préliminaire ou d’un avis à la CCSN	Document source
1.	Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU	Pour les points inspectés au cours d’un arrêt prévu à des fins d’entretien, présenter un rapport d’inspection périodique dans les 90 jours suivant la fin de l’arrêt. Pour les points non inspectés au cours d’un arrêt prévu à des fins d’entretien, présenter un rapport d’inspection périodique dans les 90 jours suivant la fin de la période d’inspection planifiée.	CSA N285.4
2.	Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU	Pour les points inspectés au cours d’un arrêt prévu à des fins d’entretien, présenter un rapport d’inspection périodique dans les 90 jours suivant la fin de l’arrêt. Pour les points non inspectés au cours d’un arrêt prévu à des fins d’entretien, présenter un rapport d’inspection périodique dans les 90 jours suivant la fin de la période d’inspection planifiée.	CSA N285.5
3.	Prescriptions relatives à la mise à l’essai et à la vérification en cours d’exploitation des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU	Selon le délai prescrit par la norme	CSA N287.7
4.	Rapport d’examen de l’efficacité et des améliorations du Programme de gestion intégrée du vieillissement	Ce rapport est soumis chaque année à la CCSN pour examen et évaluation.	RD-334

Tableau 2 : Classification des rapports en fonction des domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN

Domaine fonctionnel	Domaine de sûreté et de réglementation	No du rapport	Titre du rapport
Gestion	Système de gestion	2.2.1.1	Rapport sur l’exploitation*
	Gestion du rendement humain	2.2.1.1 2.2.2.6 2.2.2.7	Rapport sur l’exploitation* Rapport sur la formation, les examens et les épreuves imposés aux employés devant être affectés à des postes requérant une accréditation de la CCSN Rapport sur la planification des formations, examens et épreuves prévus pour les employés devant être affectés à des postes requérant une accréditation de la CCSN
	Rendement en matière d’exploitation	2.2.1.1	Rapport sur l’exploitation*
Installation et équipement	Analyse de la sûreté	2.2.1.2 2.2.2.4 2.2.2.5 2.2.3.2 2.2.2.8	Rapport sur les indicateurs de rendement* Rapport sur la fiabilité de la centrale nucléaire et sur les dangers qu’elle représente Rapport sur le rendement du combustible Mises à jour de la description de l’installation et des rapports finaux d’analyse de la sûreté Rapport sur la gestion de la réactivité
	Conception matérielle	2.2.2.5 2.2.1.4	Rapport sur le rendement du combustible Rapport sur la dégradation des enveloppes de pression de la centrale nucléaire
	Aptitude fonctionnelle	2.2.1.2 2.2.1.4	Rapport sur les indicateurs de rendement* Rapport sur la dégradation des enveloppes de pression de la centrale nucléaire
Processus de contrôle du cœur	Radioprotection	2.2.1.1 2.2.1.2 2.2.2.2	Rapport sur l’exploitation* Rapport sur les indicateurs de rendement* Rapport sur l’efficacité des mesures de protection contre l’exposition aux rayonnements au travail
	Santé et sécurité classiques	2.2.1.2	Rapport sur les indicateurs de rendement*
	Protection de l’environnement	2.2.2.1	Rapport sur l’efficacité des mesures de protection de l’environnement
	Gestion des situations d’urgence et protection contre les incendies	2.2.1.1 2.2.1.2	Rapport sur l’exploitation* Rapport sur les indicateurs de rendement*
	Gestion des déchets	Rapports exigés par le programme interne de gestion des déchets et par la norme CSA N294 : Decommissioning of Facilities Containing Nuclear Substances lorsque la norme est citée en référence dans le permis d’exploitation.
	Sécurité	2.2.1.3 2.2.3.4	Rapport sur la sécurité Rapport sur la sécurité de la centrale
	Garanties	2.2.1.1 2.2.3.1	Rapport sur l’exploitation* Comptabilisation et déclaration de l’uranium, du plutonium et du thorium
	Emballage et transport	–	–

Notes :
1. * Les rapports indiqués contiennent des renseignements portant sur de multiples domaines de sûreté et de réglementation tel que précisé.
2. Les activités de R et D peuvent englober les 14 domaines de sûreté et de réglementation. Par conséquent, le rapport portant le numéro 2.2.2.3, « rapport d’étape sur les activités de recherche et de développement (R et D) » peut être soumis pour chaque catégorie.

Tableau 3 : Catégorisation des rapports en fonction des domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN

No	Indicateur de rendement du domaine de sûreté et de réglementation	Numéro du domaine de sûreté et de réglementation (voir le tableau 4)
1.	Taux de gravité et fréquence des accidents	1 à 5, 8
2.	Indice chimique	4 à 6
3.	Indice chimique de conformité
4.	Indice de contrôle des modifications	1 à 6
5.	Indice de l’efficacité d’intervention en cas d’urgence radiologique	10
6.	Indice de la participation de l’organisation d’intervention d’urgence (OIU)
7.	Indice de vérification des ressources d’intervention d’urgence
8.	Indice de non-conformité	1 à 7
9.	Nombre de cas de dégradation des enveloppes de pression	5, 6
10.	Coefficient d’exécution de l’entretien préventif	4 à 6
11.	Indice d’événements liés au rayonnement	7
12.	Dose de rayonnement à la centrale
13.	Nombre d’omissions d’essais prescrits sur les systèmes de sûreté	1 à 3, 6
14.	Nombre de transitoires imprévus	3, 5, 6
15.	Coefficient de perte de capacité imprévue
16.	Retard cumulé au chapitre de l’entretien correctif	5, 6
17.	Retard cumulé au chapitre de l’entretien facultatif
18.	Retard cumulé au chapitre de l’entretien préventif
19.	Conformité à l’horaire de travail hebdomadaire moyen

Les domaines de sûreté et de réglementation non compris dans les indicateurs de rendement présentés dans le tableau 3 sont les suivantes :

• 9. Protection de l’environnement
• 11. Gestion des déchets
• 12. Sécurité
• 13. Garanties
• 14. Emballage et transport

Tableau 4 : Domaines de sûreté et de réglementation (DSR)

1.	Système de gestion
2.	Gestion du rendement humain
3.	Rendement en matière d’exploitation
4.	Analyse de la sûreté
5.	Conception matérielle
6.	Aptitude fonctionnelle
7.	Radioprotection
8.	Santé et sécurité classiques
9.	Protection de l’environnement
10.	Gestion des situations d’urgence et protection contre les incendies
11.	Gestion des déchets
12.	Sécurité
13.	Garanties
14.	Emballage et transport

Glossaire

Configuration anormale de la centrale

Configuration de la centrale qui déroge aux lignes normales de conduite pour l’exploitation ou aux procédures normales d’exploitation.

Défaillance 

Défaillance telle que le système lié à la sûreté fonctionnerait avec une redondance ou une marge de sûreté réduite ou n’accomplirait pas la fonction pour laquelle il a été conçu. Une défaillance de niveau 1 s’entend de l’état d’un système qui fournirait une protection inadéquate. Une défaillance de niveau 2  s’entend de l’état d’un système qui fournirait une protection partielle plutôt que complète, dans le pire cas de défaillance de système fonctionnel. Une défaillance de niveau 3 s’entend de l’état d’un système dont le niveau de redondance ou la marge de sûreté a diminué, mais qui peut tout de même pleinement remplir la fonction pour laquelle il a été conçu.

Système lié à la sûreté

S’entend de tout système, composant ou ouvrage en faisant partie, qui, en n’accomplissant pas la fonction pour laquelle il a été conçu, peut poser des risques radiologiques pour la population ou le personnel de la centrale en exploitation. Ces systèmes, composants ou ouvrages qui en font partie servent à :

1. réguler (y compris le démarrage et l’arrêt contrôlés) et refroidir le cœur du réacteur en conditions normales (y compris toutes les conditions normales de fonctionnement et d’arrêt)
2. réguler, arrêter et refroidir le cœur du réacteur durant les phénomènes transitoires prévus et les accidents et à le maintenir dans un état d’arrêt sûr pendant une période prolongée à la suite de ces états
3. limiter les rejets de matières radioactives et l’exposition du personnel de la centrale et/ou de la population afin de satisfaire aux critères établis par les autorités compétentes relativement à l’exposition aux rayonnements dans des conditions normales ou à l’occasion de phénomènes transitoires prévus ou d’accidents, pendant et après l’événement

Systèmes importants pour la sûreté

Tout ouvrage, système ou composant de la centrale nucléaire associé au déclenchement, à la prévention, à la détection et à l’atténuation de toute séquence de défaillance qui est le plus à même de réduire le risque d’endommagement du combustible ou de rejet de radionucléides, ou les deux.

Renseignements supplémentaires

Ce document d’orientation se rapporte aux lois et règlements suivants :

• Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, S.C., 1997, ch. 9
• Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, DORS/2000-202
• Règlement sur la radioprotection, DORS/2000-203
• Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, DORS/2000-204
• Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement,
  DORS/2000-207
• Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires,
  DORS/2000-208
• Règlement sur la sécurité nucléaire, DORS/2000-209
• Loi d’interprétation, L.R.C. (1985), ch. I-21
• Les documents suivants contiennent des renseignements supplémentaires concernant les rapports que doivent soumettre les exploitants de centrales nucléaires :
• RD-99.2, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Surveillance de la conformité, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2011 (à confirmer)
• P-325, Gestion des urgences nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2006
• S-294, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2005
• S-98 Rév. 1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2005
• S-210, Programmes d’entretien des centrales nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2007
• CMD 03-M68, Critères pour la préparation des rapports sur les faits saillants (RFS), Commission canadienne de sûreté nucléaire, novembre 2003
• CMD 05-H32, Modifications de permis visant le renforcement du contrôle réglementaire des sources scellées radioactives, Commission canadienne de sûreté nucléaire, août 2005
• RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2008
• RD-334, Gestion du vieillissement des centrales nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire (à confirmer)
• G-225, Planification d’urgence dans les installations nucléaires de catégorie I, les mines d’uranium et les usines de concentration d’uranium, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2001
• G-274, Les programmes de sécurité pour les installations nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2003
• G-208, Les plans de sécurité pour le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2003
• S-296, Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2006
• RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2010
• Normes CSA N285.0/N285.6, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU/Normes sur les matériaux des composants de réacteurs des centrales nucléaires CANDU, Association canadienne de normalisation
• CSA N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU, Association canadienne de normalisation
• CSA N285.5, Inspection périodique des composantes de confinement des centrales nucléaires CANDU, Association canadienne de normalisation
• CAN/CSA-N286.0, Overall Quality Assurance Program Requirements for Nuclear Power Plants, Association canadienne de normalisation
• CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires, Association canadienne de normalisation
• CAN/CSA N289.5, Seismic Instrumentation Requirements for CANDU Nuclear Power Plants, Association canadienne de normalisation
• Modèle du manuel qualité pour la norme ISO 17025, Organisation internationale de normalisation, 2005
• ASME Boiler & Pressure Vessel Code, section III, division 1, Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components – sous-section NB – Class 1 Components, American Society of Mechanical Engineers
• TS-R-1, Règlement de transport des matières radioactives, Agence internationale de l’énergie atomique, 2009