Page Web archivée - RD-99.1 : Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Événements

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Préface

Ce document d’application de la réglementation énumère les renseignements que les titulaires de permis de centrales nucléaires doivent soumettre à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) pour appuyer les conditions de leurs permis d’exploitation. Le document indique les types de rapports d’événement à soumettre ainsi que la fréquence et les délais de soumission. (Les délais sont déterminés en fonction de l’importance de l’événement pour la sûreté.)

Le document RD-99.1 remplace le document S-99 publié en mars 2003 et intitulé Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires.

Ce document d’application de la réglementation est accompagné du document d’orientation GD-99.1, intitulé Guide de préparation des rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Événements. Le document GD-99.1 contient des conseils, des explications, des formulaires et des modèles fournis par la CCSN pour aider les utilisateurs à répondre aux exigences du document RD-99.1.

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 principes et éléments clés qui ont servi à l’élaboration de ce document sont conformes aux normes nationales et internationales.

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

Table des matières

1.0 Introduction

1.1 But

Ce document d’application de la réglementation vise à établir les exigences relatives aux rapports non périodiques que les exploitants de centrales nucléaires doivent soumettre à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN).

1.2 Portée

Les exigences exposées dans le présent document d’application de la réglementation s’ajoutent à celles de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et de ses règlements pertinents.

Les exigences relatives aux rapports à soumettre indiquées dans ce document sont conformes aux principes d’importance des situations ou des événements sur le plan de la sûreté. Elles comprennent un processus de présentation de rapports ainsi que la classification par les titulaires de permis des événements ayant de multiples conséquences.

Ce document ne porte pas sur les rapports périodiques servant à la surveillance de la conformité.

1.3 Législation et règlements pertinents

Les dispositions suivantes de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN), du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, du Règlement sur la radioprotection, du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (RSNAR), du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (RETSN) et du Règlement sur la sécurité nucléaire (RSN) sont pertinentes pour le 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 que la CCSN 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-99.1 à ces permis.
• L’alinéa 27b) de la LSRN exige que les titulaires de permis, ainsi que les personnes visées par un règlement, produisent les rapports réglementés et les déposent de la façon prévue par ce règlement. Aux termes de l’article 2 de la LSRN, « réglementaire » ou « réglementé » signifie prévu par les règlements de la CCSN. Par conséquent, cet alinéa oblige le titulaire d’un permis d’exploitation de centrale nucléaire à déposer les rapports requis conformément à toute exigence pertinente prévue par la CCSN.
• Le paragraphe 9(4) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires prévoit que les personnes qui mènent des activités sans permis aux termes des paragraphes 9(1) et 9(2) du Règlement doivent immédiatement en informer la CCSN.
• Selon l’article 15 du RGSRN, le titulaire de permis doit aviser la CCSN : a) des personnes qui ont le pouvoir d’agir en leur nom auprès de la Commission; b) des noms et titres des personnes qui sont chargées de gérer et de contrôler l’activité autorisée par un permis, et c) de tout changement apporté aux renseignements aux alinéas a) et b) dans les 15 jours suivant le changement.
• L’article 28 du RGSRN présente les exigences en matière de rapports ainsi que la procédure pour la conservation des dossiers et leur aliénation aux termes de la Loi, de ses règlements ou d’un permis. La personne qui avise la Commission conformément au paragraphe (2) doit déposer l’original ou une copie du document auprès d’elle sur demande.
• Les articles 29, 30 et 31 du RGSRN mentionnent les exigences relatives aux rapports généraux, aux rapports relatifs aux garanties et aux rapports sur les renseignements inexacts ou incomplets dans les documents.
• Selon l’article 32 du RGSRN, tout rapport doit comprendre les nom et adresse de l’expéditeur ainsi que la date d’achèvement. L’article précise aussi que la date de dépôt est la date de réception du rapport par la CCSN.
• L’alinéa 6(2)c) du Règlement sur la radioprotection exige que les titulaires de permis, y compris les exploitants de centrales nucléaires, avisent la CCSN dans le délai prévu par le permis lorsqu’ils apprennent qu’un seuil d’intervention mentionné dans le permis a été atteint.
• L’alinéa 16a) du Règlement sur la radioprotection exige que le titulaire de permis qui apprend qu’une dose de rayonnement reçue par une personne, un organe ou un tissu, et engagée à leur égard, peut avoir dépassé la limite de dose applicable prévue aux articles 13, 14 ou 15 doit en aviser immédiatement la personne et la CCSN et indiquer la dose reçue. Selon l’alinéa 16e) du même Règlement, le titulaire de permis doit aussi, dans les 21 jours après avoir pris connaissance de ce fait, informer la CCSN des résultats ou du progrès de l’enquête, conformément à l’alinéa 16c).
• Selon les sous-alinéas 6k)(ii) et 6k)(iii) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, le titulaire de permis doit aviser les autorités extérieures ou hors site d’un rejet accidentel ou imminent. Par ailleurs, les alinéas 12(1)e) et f) du RGSRN prévoient des obligations qui vont de pair avec ces exigences.
• Les paragraphes 18(3) et 30(2) du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement ont trait à des situations liées à des appareils d’exposition ou à des sources scellées qui doivent faire l’objet d’un avis et d’un rapport. Les articles 35 et 38 du même Règlement ont trait aux situations liées à des substances nucléaires et à des appareils à rayonnement qui doivent faire l’objet d’avis et de rapports.
• Les articles 19, 21 et 22 du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires présentent les exigences en matière d’avis et de rapports à soumettre pour les événements liés au transport de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement.
• Le paragraphe 7.5(4) du Règlement sur la sécurité nucléaire concerne la soumission de rapports d’évaluation des menaces et des risques à la CCSN dans un délai de 60 jours suivant l’évaluation. De plus, les articles 21 et 36 ainsi que le paragraphe 44(2) contiennent des exigences sur les avis à soumettre lors d’événements liés à la sécurité nucléaire.

2.0 Rapports à soumettre

2.1 Exigences générales

Le titulaire de permis doit soumettre des rapports sur les événements de la façon et dans les délais précisés dans la présente section. Celle-ci fournit des renseignements sur ce qui doit figurer dans le rapport, ainsi que sur les délais à respecter.

Le titulaire de permis doit gérer les exigences en matière de rapports énoncées dans ce document d’application de la réglementation en conjugaison avec les autres exigences prévues par la LSRN, les règlements, le permis et le manuel des conditions de permis (le cas échéant). Il doit également décrire son processus de soumission de rapports et le gérer dans le cadre de son système de gestion.

2.2 Exigences relatives aux rapports

2.2.1 Situations et événements qui exigent des rapports préliminaires et détaillés

Le titulaire de permis doit soumettre des rapports préliminaires et des rapports détaillés sur les situations ou les événements décrits dans cette section. Le délai de soumission de ces rapports dépend de leur importance sur le plan de la sûreté, comme le décrivent les sections 2.2.1.1 et 2.2.1.3.

La liste de situations ou d’événements exigeant la soumission d’un rapport se trouve dans le tableau 1. Les situations et les événements correspondent aux domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN qui sont répertoriés dans le tableau 2.

2.2.1.1 Soumission de rapports préliminaires

Le titulaire de permis doit soumettre les rapports préliminaires de la façon décrite dans la présente sous-section. Le moment choisi dépend de leur importance sur le plan de la sûreté, selon la classification suivante :

1. situations ou événements ayant une importance pour la sûreté élevée et nécessitant un rapport préliminaire immédiat
2. situations ou événements ayant une importance pour la sûreté moyenne et nécessitant la soumission d’un rapport préliminaire dès le prochain jour ouvrable
3. situations ou événements ayant une importance pour la sûreté faible et nécessitant la soumission d’un rapport préliminaire dans un délai de cinq jours ouvrables

Le terme « immédiat » signifie que le titulaire de permis doit soumettre un rapport à la CCSN dès qu’il apprend que la situation ou l’événement doit être signalé et qu’il doit prendre toutes les mesures requises.

L’expression « jour ouvrable suivant » signifie le premier jour ouvrable après que le titulaire de permis a pris connaissance du fait que la situation ou l’événement doit être signalé.

L’expression « dans un délai de cinq jours ouvrables » signifie le cinquième jour ouvrable après que le titulaire de permis a pris connaissance du fait que la situation ou l’événement doit être signalé.

Le titulaire doit déterminer l’importance pour la sûreté des situations ou des événements indiqués dans le tableau 1. Les rapports préliminaires doivent être soumis à la CCSN dans les délais mentionnés précédemment.

La classification de l’importance pour la sûreté doit servir à déterminer les mesures réglementaires à prendre par la CCSN.

La CCSN fournit la méthodologie à utiliser pour déterminer les risques et l’importance pour la sûreté ainsi que le moment auquel doit être soumis le rapport en fonction de cette importance. Si le processus de détermination des risques et de l’importance pour la sûreté d’un titulaire de permis concorde avec cette méthodologie, il peut l’utiliser.

2.2.1.2 Teneur des rapports préliminaires

Le rapport préliminaire doit contenir les renseignements suivants s’ils sont pertinents et disponibles :

1. la date, l’heure et les circonstances de la découverte de la situation ou de l’événement
2. la date et l’heure où la situation ou l’événement a commencé à se produire ainsi que sa durée, ou la meilleure estimation possible
3. la centrale nucléaire visée et toute tranche ou ouvrage connexe
4. les ouvrages, systèmes et composants, les fonctions ou le personnel touchés par la situation ou l’événement
5. l’importance pour la sûreté de la situation ou de l’événement
6. une description de la situation ou de l’événement, de ses conséquences et de toute mesure prise ou proposée par le titulaire de permis
7. une description de l’exposition de toute personne en raison de la situation ou de l’événement

2.2.1.3 Soumission de rapports détaillés

Le titulaire de permis doit soumettre un rapport détaillé pour les situations ou les événements décrits dans le tableau 1 du présent document dans un délai de 60 jours après la soumission du rapport préliminaire. Il est possible de demander une prolongation de ce délai dans certains cas. Lorsque l’importance pour la sûreté de la situation ou de l’événement est faible, il peut être suffisant de soumettre un rapport préliminaire s’il n’y a pas de renseignements supplémentaires à fournir. Cependant, d’autres renseignements peuvent être nécessaires pour la fermeture du dossier.

2.2.1.4 Teneur des rapports détaillés

Les tableaux 3 et 4 précisent la teneur des rapports détaillés sur les situations ou les événements figurant au tableau 1 et faisant l’objet d’un rapport.

Le tableau 3 décrit les rapports détaillés qui doivent inclure un résumé de l’analyse des causes fondamentales. Pour certains événements, la CCSN peut exiger un rapport d’analyse des causes fondamentales.

Les articles 27 et 44 de la LSRN et les articles 29 et 30 du RGSRN indiquent dans quelles situations le délai de soumission des rapports complets peut être prolongé en fonction d’une condition de permis. Lorsque ce document d’application de la réglementation est mentionné dans un permis d’exploitation, les rapports complets relatifs à ces exigences doivent être soumis dans un délai de 60 jours après la soumission du rapport préliminaire.

En ce qui a trait aux rapports complets soumis aux termes des articles 29 à 31 du RGSRN, le titulaire de permis doit en outre inclure les renseignements précisés dans le rapport détaillé (1), comme mentionné dans le tableau 3.

2.2.2 Situations et événements qui exigent un avis ou un rapport

2.2.2.1 Atteinte d’un seuil d’intervention

Lorsqu’un titulaire de permis apprend qu’un seuil d’intervention mentionné dans le permis d’exploitation a été atteint et que ce seuil est nécessaire pour protéger les travailleurs et le grand public des risques radiologiques déraisonnables découlant de l’exploitation normale de la centrale autoriséeet des rejets de radionucléides dans l’environnement, le titulaire de permis doit :

1. en informer la CCSN dans un délai de cinq jours ouvrables
2. déposer auprès de la CCSN, dans les 60 jours suivant la date à laquelle il apprend qu’un seuil d’intervention a été atteint, un rapport qui :
1. décrit les résultats de l’enquête menée pour établir la cause de l’atteinte du seul d’intervention
2. décrit les mesures déterminées et prises pour rétablir l’efficacité du programme de radioprotection mis en œuvre conformément à l’article 4 du Règlement sur la radioprotection
3. définit les renseignements manquants et qui décrit comment et quand ces renseignements seront fournis à la CCSN
4. comprend les nom et adresse de l’expéditeur du rapport et la date d’achèvement du rapport, ainsi que le nom et la signature du représentant désigné du titulaire de permis

2.2.2.2 Rapports sur le rendement et le statut du personnel accrédité

Dans un délai de 21 jours, le titulaire de permis doit présenter à la CCSN un rapport sur l’apparition des situations ou des événements suivants :

1. le retrait d’une personne accréditée du poste pour lequel elle est accréditée par la CCSN
2. la réintégration d’une personne accréditée au poste pour lequel elle est accréditée par la CCSN
3. l’affectation temporaire d’une personne accréditée à un poste, fonctionnel ou non, qui ne requiert pas une accréditation de la CCSN. Une affectation temporaire dont la durée dépasse six mois doit faire l’objet d’un rapport

Le rapport doit contenir les renseignements suivants s’ils s’appliquent à la situation ou à l’événement signalé :

1. le nom et le titre de poste complets de la personne accréditée
2. la date à laquelle une personne accréditée est relevée de ses fonctions par la CCSN et le motif du retrait
3. la date à laquelle une personne accréditée reprend les fonctions pour lesquelles elle a été accréditée par la CCSN et la mesure corrective prise avant la réintégration
4. la date à laquelle une personne accréditée a été affectée temporairement à un poste, fonctionnel ou non, qui ne requiert pas une accréditation de la CCSN
5. le nombre de quarts de travail complets effectués par une personne accréditée durant les deux trimestres civils précédents, les raisons pour lesquelles les exigences minimales n’ont pas été remplies et les mesures correctives prises
6. les nom et adresse de l’expéditeur du rapport et sa date d’achèvement, ainsi que le nom et la signature du représentant désigné du titulaire de permis

2.2.2.3 Rapports sur des problèmes qui se dégagent des résultats de la recherche ou d’analyses révisées

Lorsque le titulaire de permis apprend, par les résultats issus de la recherche ou d’analyses nouvelles ou révisées de la sûreté, l’existence d’un problème réel ou potentiel présentant un risque réel ou potentiel pour la santé et la sécurité des personnes, pour la sécurité ou pour l’environnement, qui est d’une nature différente ou dont la probabilité ou l’importance est plus grande que celle présentée antérieurement à la CCSN dans les documents de permis, il doit :

1. aviser la CCSN dans un délai de 21 jours après avoir appris l’existence du problème réel ou potentiel et établir, avec l’accord de la CCSN, la date de soumission du rapport
2. soumettre le rapport à la CCSN en respectant l’échéance établie

Un rapport doit être soumis notamment pour les problèmes réels ou potentiels suivants :

1. lorsqu’un rapport de sûreté final contient une hypothèse, des données, une méthode ou des résultats d’analyse qui sont invalides ou qui peuvent l’être
2. lorsqu’une limite définie dans les documents de permis d’une centrale nucléaire (ou dans les annexes de ces documents) est ou peut être insuffisante pour assurer la sûreté
3. lorsqu’une analyse ayant servi à fixer une limite inscrite dans un document de permis peut avoir un degré d’invalidité ou d’incertitude, de telle sorte que la marge de sûreté peut être moindre que ce qui avait été prévu
4. lorsque les spécifications définies d’un système spécial de sûreté ou d’un système relié à la sûreté d’une centrale nucléaire sont invalides ou peuvent l’être
5. lorsqu’un document de permis d’une centrale nucléaire contient une erreur qui pourrait accroître le risque pour la santé et la sécurité des personnes, pour la sécurité ou pour l’environnement si l’on s’y fiait ou si l’on y donnait suite
6. lorsque les mesures en place pour protéger l’environnement contre les effets de l’exploitation d’une centrale nucléaire sont insuffisantes ou peuvent l’être
7. lorsque la condition matérielle ou d’un composant change ou rend obsolète la soumission faite au personnel de la CCSN en faveur de l’utilisation continue d’un composant ou d’un système important pour la sûreté

Le rapport doit également contenir les renseignements suivants s’ils sont pertinents ou disponibles :

1. l’identification de la centrale nucléaire (et de toute tranche, le cas échéant) qui est touchée par le problème réel ou potentiel ou qui peut l’être
2. l’identification des ouvrages, systèmes et composants ou des fonctions de la centrale nucléaire qui sont touchés par le problème réel ou potentiel ou qui peuvent l’être
3. une description du problème réel ou potentiel et de son importance réelle ou potentielle pour la sûreté
4. un sommaire de la recherche ou de l’analyse qui a permis d’apprendre l’existence du problème réel ou potentiel
5. une évaluation du degré de toute défaillance d’un système spécial de sûreté ou d’un système relié à la sûreté
6. une description des mesures correctives prises ou qui sont proposées pour régler le problème de sûreté réel ou potentiel
7. les nom et adresse de l’expéditeur du rapport et la date d’achèvement du rapport, ainsi que le nom et la signature du représentant désigné du titulaire de permis

Tableaux

Tableau 1 : Situations et événements exigeant la soumission de rapports

No		Description		DSR (voir le tableau 2)
Santé et sécurité
1.		Un événement qui aurait pu entraîner l’exposition à une dose de rayonnement à déclarer en vertu du Règlement sur la radioprotection, mais qui ne l’a pas fait en raison de circonstances fortuites plutôt que de procédures approuvées.		1 à 7
2.		Un mauvais usage intentionnel par quiconque de tout objet conçu pour préserver la santé et la sécurité des personnes ou pour protéger l’environnement contre les risques associés à l’exploitation de la centrale nucléaire.		1 à 3, 5, 7, 8
Défaillances des systèmes fonctionnels
3.		Défaillance grave des systèmes fonctionnels		1 à 10, 12, 13
4.		Défaillance grave potentielle des systèmes fonctionnels		1 à 10, 12, 13
5.		Une situation ou un événement exigeant l’arrêt du réacteur conformément au fondement d’autorisation		1 à 7, 9, 10
6.		Un événement qui entraîne la perte rapide et irrécupérable de plus de 100 kg d’eau lourde.		1 à 7, 9
Systèmes de sûreté
7.		Le déclenchement de l’un ou des deux systèmes d’arrêt d’urgence, à n’importe quel niveau de puissance, sauf : a) si ce déclenchement survient pendant que le réacteur est à l’état d’arrêt garanti et qu’il n’y a aucune indication d’une défaillance b) si ce déclenchement s’inscrit dans une séquence planifiée de mise à l’essai		1 à 7, 9, 10
8.		Le déclenchement d’un système ou d’un sous-système de refroidissement d’urgence du cœur à la suite du dépassement du seuil d’un paramètre de déclenchement.		1 à 7, 9, 10
9.		Le déclenchement intempestif ou la défaillance d’un dispositif à commande servant à séparer le circuit caloporteur primaire des systèmes de refroidissement d’urgence du cœur.		1 à 7, 9, 10
10.		Le déclenchement d’un système ou d’un sous-système de confinement par suite du dépassement du seuil d’un paramètre de déclenchement.		1 à 7, 9, 10
11.		La dégradation d’un système spécial de sûreté ou d’un système de sûreté en attente qui : a) les empêche d’exercer leur fonction de sûreté comme prévu ou de satisfaire à ses spécifications définies b) peut présenter un danger pour la santé, la sûreté et la sécurité de toute personne		1 à 10
Enveloppe de pression
12.		Dégradation de l’enveloppe de pression d’un système relié à la sûreté. Une déformation ou une fissure peu importante pour la sûreté, une piqûre qui ne peut compromettre de manière importante la capacité de fonctionnement du système et une dégradation qui entraîne une fuite qui ne dépasse pas une limite précisée dans le fondement d’autorisation sont des cas d’exception aux présentes exigences relatives aux rapports à soumettre. Il convient de soumettre un rapport dans le cas des dégradations suivantes : a) une rupture b) une déformation ou une fissure importante pour la sûreté c) l’apparition d’une piqûre attribuable à une dégradation et qui peut compromettre de manière importante la capacité de fonctionnement du système d) une dégradation qui entraîne une fuite qui dépasse une limite précisée dans le fondement d’autorisation ou dans ce document d’application de la réglementation e) une modification à la taille, au classement ou aux propriétés matérielles de toute partie d’une enveloppe de pression, de sorte que cette modification n’est pas conforme à la conception f) un rétrécissement local ou général des parois, de sorte que cette réduction dépasse la limite prévue par le code, la norme ou la loi applicable visant les appareils sous pression en vertu de laquelle l’enveloppe de pression du système relié à la sûreté a été enregistrée (ou aurait pu l’être) g) une dégradation de l’équipement de protection contre la surpression qui a empêché l’équipement de fonctionner selon les conditions prévues par le rapport de protection contre la surpression ou tout autre document de permis, autre qu’un dispositif qui s’actionne à un point situé entre le seuil maximum et la pression hydrostatique d’essai du système associé.		1 à 10
13.		Une charge transitoire qui dépasse une condition de référence pertinente d’une enveloppe de pression ou qui excède les limites de service de niveau B d’un composant nucléaire conçu conformément aux dispositions de la section III, division 1, sous-section NB du Boiler and Pressure Vessel Code de l’ASME.		1 à 10
14.		Une analyse afférente à l’enveloppe de pression d’un système relié à la sûreté qui conclut au dépassement d’une limite applicable précisée dans les analyses de la conception connexes, dans les codes de conception et d’inspection ou dans les normes de conception et d’inspection.		1 à 6
15.		Une défaillance d’une enveloppe de pression ou une fuite de système ayant une importance pour la sûreté et qui : a) contient des concentrations de substances radioactives ou dangereuses suffisamment élevées pour mettre le personnel non protégé en danger b) atteint une pression ou une température suffisante pour mettre le personnel non protégé en danger c) cause la fuite de toute substance qui entre en contact avec tout composant électrique d) provoque une fuite qui cause des dommages ou une inondation et qui a une incidence sur l’exploitation sécuritaire de la centrale		1 à 10
16.		Une situation où la configuration d’une valve ou d’un dispositif associé à une enveloppe de pression contrevient aux exigences pertinentes précisées dans le rapport de protection contre la surpression ou dans tout autre document de permis.		1 à 6
Régulation du réacteur et de la turbine
17.	Une réduction de l’efficacité d’un système en deçà des spécifications définies pour : a) contrôler la puissance du réacteur b) contrôler la pression et l’inventaire du circuit caloporteur primaire c) protéger la turbine à vapeur			1 à 6
Sécurité
18.		Un transfert ou une communication de renseignements réglementés non autorisé par la LSRN et ses règlements.		1 à 3, 12, 13
19.		Une infraction ou une tentative d’infraction contre les systèmes électroniques ou les sous-systèmes nécessaires à la sécurité, à la sûreté et à la préparation en cas d’urgence de la centrale nucléaire.		1 à 3, 12
20.		Une atteinte à la sécurité physique sous l’une des formes suivantes : a) un mauvais usage d’un équipement lié à la sécurité b) le déclenchement d’une arme à feu ou de toute autre arme interdite c) une menace pesant sur la centrale nucléaire		1 à 3, 12
Situation d’urgence
21.	Une situation ou un événement nécessitant la mise en œuvre du plan d’urgence nucléaire.			1 à 10, 12, 13
22.	Une alerte ou un état d’urgence, à l’intérieur de la centrale nucléaire, où le personnel ou des ressources sont mobilisés par le titulaire de permis en réaction à une situation imprévue qui présente un danger pour la sûreté du fonctionnement de la centrale nucléaire, pour l’environnement ou pour la santé et la sécurité des personnes.			1 à 10, 12, 13
Événements externes
23.	Un séisme dont la magnitude est égale ou supérieure à celle du séisme de référence (SR) ou tout séisme survenant dans un rayon de 500 km de la centrale et dont la magnitude est supérieure à 5 sur l’échelle de Richter.			1 à 10
24.	Tout événement externe inhabituel survenant sur place et donnant lieu à des phénomènes transitoires à la centrale nucléaire.			1 à 10
Incendies internes
25.	Le déclenchement d’un incendie sur le site de la centrale nucléaire.			1 à 6, 10
Essais et surveillance
26.			Manquement à la surveillance ou au contrôle du rejet d’une substance nucléaire exigé par le permis.	1 à 7, 9
27.			Manquement à la surveillance ou au contrôle du rejet d’une substance dangereuse exigé par les règlements fédéraux ou provinciaux, le permis, ou un permis, une autorisation ou un certificat délivré par une autorité municipale ou provinciale ou une autre autorité fédérale.	1 à 7, 9
Risques non abordés dans les documents de permis
28.		Situation ou événement découlant de l’expérience en exploitation d’une centrale nucléaire qui présente un risque pour la santé et la sécurité des personnes, pour la sécurité ou pour l’environnement qui est d’une nature différente ou dont la probabilité ou l’importance est plus grande que celle présentée antérieurement à la CCSN dans les documents de permis, y compris ce qui suit : a) un système spécial de sûreté qui ne satisfait pas à ses spécifications définies b) un réacteur qui fonctionne dans un état qui n’a pas été pris en compte dans l’analyse de la sûreté c) un type d’événement qui n’a pas été pris en compte dans l’analyse de la sûreté d) un comportement inexpliqué ou imprévu du cœur du réacteur e) un événement qui révèle l’interdépendance d’au moins deux systèmes ou composants, alors que ceux-ci devaient être mutuellement indépendants selon l’analyse de la sûreté f) une erreur dans un document de permis qui, si l’on s’y fie ou si l’on s’y conforme, augmente le risque pour la santé et la sécurité des personnes, pour la sécurité ou pour l’environnement g) le rejet d’une substance nucléaire dont la quantité ou le débit est supérieur à ce qu’avait prévu l’analyse de la sûreté h) la détermination du fait que la configuration actuelle ne correspond pas aux postulats tirés de l’analyse de la sûreté		1 à 14
Changement anormal ou imprévu dans le niveau de puissance d’un réacteur
29.		Un changement anormal ou imprévu dans le niveau de puissance d’un réacteur sans égard au fait que ce changement ait été provoqué par l’opérateur ou le système de régulation du réacteur (baisse contrôlée de puissance ou recul rapide de puissance).		1 à 7, 9, 10
Autres situations ou événements qui exigent un rapport
30.		Lorsque survient une situation ou un événement qui ne figure pas dans le présent document, mais qui a des incidences en matière de réglementation, le titulaire de permis doit classifier la situation ou l’événement et en faire rapport en fonction de son importance pour la sûreté.		1 à 14

Tableau 2 : Domaines de sûreté et de réglementation (DSR)

No	Domaine de sûreté et de réglementation
1.	Système de gestion
2.	Gestion du rendement humain
3.	Rendement en matière d’exploitation
4.	Analyse de sûreté
5.	Conception matérielle
6.	Aptitude fonctionnelle
7.	Radioprotection
8.	Santé et sécurité classiques
9.	Protection de l’environnement
10.	Gestion des urgences et protection-incendie
11.	Gestion des déchets
12.	Sécurité
13.	Garanties
14.	Emballage et transport

Dans le cas d’une situation ou d’un événement qui nécessite la soumission d’un rapport détaillé, les renseignements suivants sont nécessaires pour les éléments (1) à (11) et (13) à (30) du tableau 1.

Tableau 3 : Teneur des rapports détaillés (1)

No	Renseignements exigés
1.	Le nom de la centrale nucléaire, le numéro de tranche (s’il y a lieu), le numéro de permis et le numéro de référence du titulaire de permis.
2.	Les renseignements contenus dans le rapport préliminaire et toute mise à jour requise pour mieux refléter les nouveaux renseignements, y compris une indication claire des changements par rapport au rapport préliminaire.
3.	La disposition du tableau 1 qui décrit le mieux la situation ou l’événement.
4.	Une description de l’état du lieu où s’est produit la situation ou l’événement et des conditions de fonctionnement de toute tranche de la centrale nucléaire visée, y compris le niveau de puissance du réacteur immédiatement avant la situation ou l'événement.
5.	Une description des mesures prises en réaction immédiate à la situation ou à l’événement.
6.	Le nom des autorités municipales, provinciales ou fédérales qui ont été avisées de la situation ou de l’événement.
7.	Une description détaillée de la situation ou de l’événement, y compris les circonstances, les causes et les conséquences et toute conclusion ou constatation découlant de l’enquête.
8.	L’importance pour la sûreté de la situation ou de l’événement, y compris en cas de déclenchement d’un système d’arrêt.
9.	Une évaluation du degré de défaillance des systèmes spéciaux de sûreté ou des systèmes de sûreté en attente.
10.	Un résumé de l’analyse des causes fondamentales utilisant une méthodologie reconnue pour : a) les éléments (7), (8) et (10) du tableau 1 dans les cas d’un mécanisme assurant l’étanchéité de l’enceinte de confinement, (15) si un état d'urgence est déclaré, si la mise en œuvre de procédures en cas d’incidents anormaux est requise ou si quelqu'un est blessé, (21) et (22) pour décréter une situation d’urgence seulement b) les événements ou les processus internes du titulaire de permis qui entraînent une analyse des causes fondamentales
11.	La dose mesurée ou estimée au personnel de la centrale nucléaire et au public à la suite de la situation ou de l’événement.
12.	Une description des effets sur l’environnement, sur la santé et la sécurité des personnes et sur le maintien de la sécurité nationale ou internationale découlant de la situation ou de l’événement ou pouvant en découler.
13.	Les conclusions tirées de tout examen d’une situation ou d’un événement comparable et les mesures prises.
14.	Une description des mesures correctives prises ou proposées afin d’éviter que la situation ou l’événement ne se reproduise, y compris les mesures qui découlent d’une analyse des causes fondamentale ainsi qu’un échéancier pour la réalisation des mesures proposées.
15.	Les observations et les recommandations de la direction de la centrale nucléaire, y compris les commentaires sur la pertinence des mesures prises par le personnel d’exploitation.
16.	Les nom et adresse de l’expéditeur du rapport détaillé et sa date d’achèvement, ainsi que le nom et la signature du représentant désigné du titulaire de permis.

Dans le cas d’une situation ou d’un événement qui nécessite la soumission d’un rapport détaillé, les renseignements suivants sont nécessaires pour l’élément (12) du tableau 1.

Tableau 4 : Teneur des rapports détaillés (2)

No	Renseignements exigés
1.	Le nom de la centrale nucléaire, le numéro de tranche (s’il y a lieu), le numéro de permis et le numéro de référence du titulaire de permis.
2.	Les renseignements contenus dans le rapport préliminaire et toute mise à jour requise pour mieux refléter les nouveaux renseignements, y compris une indication claire des changements par rapport au rapport préliminaire.
3.	La disposition du tableau 1 qui décrit le mieux la situation ou l’événement.
4.	La date de la découverte
5.	La date du rapport
6.	L’identification des systèmes touchés
7.	L’identification de l’équipement et des composants concernés
8.	Le type de matériel et le code de classification du composant concerné
9.	La conception et la pression hydrostatique d’essai du système
10.	L’ampleur, la taille ou la quantité des dégradations ou des défaillances (p.ex., la taille et la forme des déformations, la longueur et la profondeur des fissures, le matériel, le taux de fuite approximatif, l’écart par rapport à la valeur seuil).
11.	Les causes et les circonstances de la dégradation
12.	Les causes et les effets de la dégradation
13.	Le code, la norme ou la méthodologie utilisé pour évaluer l’importance de la dégradation.
14.	Les mesures prises ou prévues pour corriger ou atténuer la situation, ou pour éviter qu’elle ne se reproduise.
15.	Les nom et adresse de l’expéditeur du rapport ainsi que la date d’achèvement du rapport détaillé, et le nom et la signature du représentant désigné du titulaire de permis.

Glossaire

Analyse de sûreté

Analyse effectuée au moyen d’outils analytiques appropriés, qui établit et confirme le dimensionnement des éléments importants pour la sûreté et qui garantit que la conception générale de la centrale peut répondre aux critères d’acceptation pour chaque état de la centrale.

Analyse des causes fondamentales

Analyse objective, structurée, systématique et exhaustive visant à déterminer les raisons intrinsèques d’une situation ou d’un événement.

Barrière

Un obstacle physique qui empêche le déplacement de personnes, de radionucléides ou d’autres phénomènes, comme les incendies, ou qui protège contre le rayonnement.

Centrale nucléaire

Toute installation de réacteur à fission construite pour produire de l’électricité à l’échelle commerciale. Une centrale nucléaire est une installation nucléaire de catégorie IA, au sens du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN)

Dans le cadre du présent document, l’acronyme « CCSN » signifie la Commission ou une personne autorisée par celle-ci.

Défaillance

Une défaillance faisant en sorte que le système relié à la sûreté fonctionne avec une redondance ou une marge de sécurité réduite ou ne remplit plus les fonctions pour lesquelles il a été conçu. Une déficience de niveau 1 correspond à une défaillance du système qui empêche celui-ci de procurer une protection adéquate. Une déficience de niveau 2 correspond à une défaillance du système qui fait en sorte que celui-ci ne procure qu’une protection partielle contre la pire éventualité, soit la défaillance des systèmes fonctionnels. Une déficience de niveau 3 correspond à une défaillance du système qui réduit la redondance ou la marge de sûreté de celui-ci, sans l’empêcher toutefois de remplir pleinement les fonctions pour lesquelles il a été conçu.

Défaillance grave des systèmes fonctionnels

Défaillance d’un ouvrage, d’un système ou d’un composant qui :

1. entraîne une défaillance de combustible systématique, ou un rejet important de matières radioactives hors de la centrale nucléaire
2. aurait pu entraîner une défaillance de combustible systématique, ou un rejet important de matières radioactives hors de la centrale nucléaire si un système spécial de sûreté ne s’était pas déclenché

Défaillance grave potentielle des systèmes fonctionnels

Un événement qui aurait pu entraîner une défaillance grave des systèmes fonctionnels, mais qui ne s’est pas produit en raison de circonstances fortuites plutôt que de l’application de dispositions de référence ou de procédures approuvées.

Défaillance systématique du combustible

Combustible sans défaut avant un événement donné qui, par suite de l’événement, subit une défaillance ou dépasse les critères d’intégrité du combustible définis dans les documents de permis.

Défense en profondeur

Déploiement hiérarchique de différents niveaux d’équipement et de procédures visant à prévenir l’accroissement des incidents de fonctionnement prévus et à préserver l’efficacité des barrières matérielles placées entre une source de rayonnement ou une substance radioactive et les travailleurs, les membres du public ou l’environnement, dans des circonstances d’exploitation, et dans le cas de certaines barrières, lors d’accidents.

La défense en profondeur comporte cinq niveaux :

1. Niveau 1 : Prévention du fonctionnement anormal et des défaillances
2. Niveau 2 : Contrôle du fonctionnement anormal et détection des défaillances
3. Niveau 3 : Contrôle des accidents de dimensionnement
4. Niveau 4 : Contrôle des conditions graves de la centrale, incluant la prévention de la progression des accidents et l’atténuation des conséquences en cas d’accidents graves
5. Niveau 5 : Atténuation des conséquences radiologiques d’émissions importantes de matières radioactives

Dégradation d’une 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.

Document de permis

Document inscrit ou mentionné dans un permis délivré par la CCSN.

Enveloppe de pression

Enveloppe d’un appareil, d’un ouvrage, d’un système ou d’un composant sous pression faisant partie d’un système nucléaire ou non nucléaire déjà enregistré ou pouvant l’être en vertu de la législation applicable sur les chaudières ou les appareils sous pression, ou encore faisant partie du système de confinement de la centrale nucléaire.

Environnement

Désigne des éléments de la Terre, notamment :

1. le sol, l’eau et l’air, y compris toutes les couches de l’atmosphère
2. toutes les matières organiques et inorganiques ainsi que les êtres vivants
3. les systèmes naturels en interaction qui comprennent les éléments cités aux points a) et b)
   ci-dessus

Étanchéité du confinement

Mesures prises pour empêcher que des matières radioactives ne s’échappent de l’enceinte de confinement.

Événement

Tout incident imprévu par l’exploitant, y compris les erreurs de fonctionnement, les défaillances machines ou les autres accidents et les actes délibérés de la part de tiers, dont les conséquences réelles ou potentielles ne sont pas négligeables sur le plan de la protection ou de la sûreté. Dans le présent document, les mots « événement » et « situation » sont considérés comme interchangeables.

Événement déclencheur

Un événement qui amorce une séquence d’événements qui pourraient, sans le déclenchement d’un système important pour la sûreté, mener à un accident grave. Il peut aussi s’agir d’un événement mettant en cause un système important pour la sûreté qui amorce une séquence d’événements qui auraient pu, sans le déclenchement d’autres systèmes importants pour la sûreté, mener à un accident grave.

Événement externe

Tout événement découlant de l’environnement pouvant empêcher un ouvrage, un système ou un composant de la centrale de fonctionner. Les événements externes comprennent notamment les séismes, les inondations et les ouragans.

Facteurs humains

Facteurs ayant une incidence sur le rendement humain relativement à la sûreté de la centrale nucléaire, y compris les activités menées durant les phases de conception, de construction et de mise en service, d’exploitation, d’entretien et de déclassement.

Fondement d’autorisation

Le fondement d’autorisation pour une installation ou une activité réglementée est l’information qui démontre que le demandeur est compétent pour exercer l’activité autorisée et que les mesures voulues sont en place pour préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, protéger l’environnement, maintenir la sécurité nationale et assurer le respect des engagements internationaux que le Canada a convenu d’assumer. Cette information comprend les exigences législatives et réglementaires applicables, le permis autorisant l’installation ou l’activité ainsi que les documents et les conditions précisées dans ce permis, et la demande de permis et les documents présentés à l’appui de cette demande.

Importance pour la sûreté

Se rapporte à l’importance d’une découverte ou d’un événement relativement à son incidence sur l’atteinte des objectifs fondamentaux en matière de sûreté nucléaire définis par l’AIEA. Généralement, une découverte ou un événement revêt une importance pour la sûreté s’il constitue un écart par rapport au dossier de sûreté autorisé par le permis et que cet écart est préjudiciable à la sûreté, par exemple :

1. la réduction d’une marge de sûreté ou le dépassement de limites autorisées
2. un accroissement du risque
3. une défaillance (à divers degrés) des systèmes spéciaux de sûreté ou des fonctions de sûreté relatives à l’atténuation des accidents
4. des problèmes liés aux facteurs humains
5. des rejets radioactifs ou des déversements de substances dangereuses, des blessures subies par des travailleurs ou d’autres personnes, etc.

Incendie

Toute combustion non contrôlée, non limitée à une flamme nue, qui cause des blessures corporelles, la mort, des dommages à la propriété ou qui entraîne la mobilisation de l’équipe d’intervention d’urgence lorsque des mesures d’atténuation s’avèrent nécessaires pour éteindre l’incendie.

Inondation

Volume de liquide supérieur à la normale présent dans une zone et ayant des répercussions sur l’exploitation sûre de la centrale nucléaire.

Paramètre de déclenchement

Propriété physique mesurée ou surveillée par le dispositif de déclenchement d’un système spécial de sûreté ou de ses sous-systèmes.

Personne accréditée

Personne dont le nom figure sur un certificat d’accréditation délivré par la CCSN ou par un fonctionnaire désigné par la CCSN qui atteste que cette personne a les compétences requises pour accomplir les tâches du poste mentionné dans le permis d’exploitation de la centrale nucléaire.

Rejet important

Rejet de matières radioactives faisant en sorte qu’une personne représentative du groupe critique, ou engagée à son égard, est exposée à une dose réelle dépassant 0,5 mSv (50 mrem).

Risque

Risque de blessure ou de perte défini comme une mesure de la probabilité et de la gravité d’un effet préjudiciable (conséquences) sur la santé, la propriété, l’environnement ou un autre élément d’importance. Mathématiquement, il s’agit de la probabilité qu’un événement survienne multiplié par son importance (ou gravité).

Séisme de référence (SR)

Selon la définition donnée dans la norme CSA-N289.1-F08, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU, de l’Association canadienne de normalisation.

Seuil d’intervention

S’entend d’une dose de rayonnement déterminée ou de tout autre paramètre qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection du titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières.

Situation

Voir la définition d’« événement ».

Spécifications définies

Critères, tels qu’établis dans les documents de permis pour l’exploitation de la centrale nucléaire, qui précisent la capacité fonctionnelle requise ou le niveau de rendement requis d’un système, d’un ouvrage ou d’un composant pour que la centrale fonctionne de manière efficace et fiable conformément aux objectifs de sûreté.

Système de sûreté en attente

Systèmes en attente qui permettent, en dernier ressort, de refroidir le cœur du réacteur à la suite d’événements de dimensionnement, notamment l’alimentation électrique d’urgence et l’alimentation d’eau de secours.

Système relié à la sûreté

Selon la définition donnée dans la norme CSA-N285.0-F08, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU, de l’Association canadienne de normalisation, qui est mentionnée dans le permis d’exploitation d’une centrale nucléaire.

Système spécial de sûreté

S’entend d’un des systèmes suivants d’une centrale nucléaire : système d’arrêt d’urgence nº 1, système d’arrêt d’urgence nº 2, système de confinement ou système de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur.

Systèmes importants pour la sûreté

Tout ouvrage, système ou composant de la centrale nucléaire associé au démarrage, 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 associé de radionucléides, ou les deux

Renseignements supplémentaires

Ce document d’application de la réglementation 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 à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires :

• GD-99.1, Guide de préparation des rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires : Événements, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2011 (à confirmer).
• CMD 05-H32, Renseignements et recommandations du personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire concernant des modifications de permis visant à renforcer les contrôles réglementaires des sources scellées, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2005.
• 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.
• RD-204, Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2008.
• 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.
• Les programmes de sécurité pour les installations nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires, Commission canadienne de sûreté nucléaire, G-274, 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.
• CSA-N285.0-F08/Série N285.6-F08, 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, Periodic inspection of CANDU nuclear power plant components, Association canadienne de normalisation.
• CSA-N285.5-F08, Inspection périodique des composants 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-F05, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires, Association canadienne de normalisation.
• CSA-N287.7-F08, Exigences 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. Association canadienne de normalisation.
• CAN/CSA N289.5, Seismic Instrumentation Requirements for CANDU Nuclear Power Plants. Association canadienne de normalisation.
• ANR1.OR, Implementing Guideline 19.1, Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO), septembre 1996.
• ISO 17025, Modèle du manuel qualité pour la norme, Organisation internationale de normalisation, 2005.
• ASME Boiler and Pressure Vessel Code, section III, division 1, Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components – sous-section NB – Class 1 Components, New York, É.-U., American Society of Mechanical Engineers.
• TS-R-1, Règlement de transport des marchandises radioactives, Agence internationale de l’énergie atomique, 2009.