Compte rendu de l’atelier avec les parties intéressées : Examen périodique du Règlement sur la sécurité nucléaire

Table des matières

1. Introduction

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) réglemente l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité, de protéger l’environnement, de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire, et d’informer objectivement le public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire.

Un élément clé de la mission de la CCSN consiste à réglementer la sécurité des matières et des installations nucléaires. Le Règlement sur la sécurité nucléaire (RSN) établit les exigences en matière de sécurité qui s’appliquent à certaines matières et installations nucléaires. La partie 1 du RSN s’applique aux matières nucléaires de catégories I, II et III (décrites à l’annexe 1 du RSN) et aux centrales nucléaires. Elle décrit les obligations générales et les exigences supplémentaires applicables aux sites à sécurité élevée (centrale ou installation nucléaire où des matières nucléaires de catégorie I ou II sont traitées, utilisées ou stockées). La partie 2 du RSN définit les exigences particulières applicables aux installations nucléaires figurant à l’annexe 2 du Règlement, telles que les installations de fabrication de combustible nucléaire et les installations de traitement des substances nucléaires.

En 2016, dans le cadre de ses efforts soutenus pour moderniser sa réglementation et de son examen périodique habituel de chacun de ses règlements, la CCSN a entamé un examen de son RSN. L’examen vise à s’assurer que le RSN continue de remplir son rôle afin de garantir que les installations nucléaires disposent de mesures de sécurité robustes qui protègent la santé et la sécurité. L’examen vise également à s’assurer que le RSN présente une certaine marge de manœuvre pour s’adapter à l’évolution constante de l’environnement de sécurité et que le Canada continue de s’acquitter de ses obligations internationales concernant la sécurité des matières nucléaires et radioactives.

Afin d’obtenir une contribution rapide durant l’examen du RSN, la CCSN a organisé trois ateliers avec les parties intéressées. En raison de la nature du dossier, les parties intéressées qui ont pris part aux ateliers sont celles qui sont directement responsables de la mise en œuvre des mesures de sécurité aux installations nucléaires ou celles qui assurent la sécurité des matières nucléaires. Le présent document vise à présenter les commentaires recueillis par la CCSN durant ces ateliers.

Soucieuse de l’engagement des parties intéressées, la CCSN les invite à envoyer en tout temps des suggestions et des commentaires sur des règles et des règlements particuliers. Dans le cadre de ses efforts constants visant à améliorer et clarifier son cadre de réglementation, la CCSN se servira de ces commentaires pour orienter les examens de ses outils réglementaires.

2. Changements depuis le dernier examen

La dernière révision majeure apportée au RSN a eu lieu en 2006. Depuis ce temps, un certain nombre de facteurs ont donné lieu à des modifications au RSN. Ces modifications sont décrites dans les sections qui suivent.

2.1 L’évolution des menaces pour la sécurité

Les menaces pesant sur les infrastructures nucléaires ont continué d’évoluer depuis la dernière publication du RSN. Le Règlement sera revu pour garantir qu’il demeure adapté aux besoins et qu’il tient compte de l’évolution des menaces. Par exemple, l’une des menaces qui a connu la croissance la plus forte au cours des dernières années est celle des cyberattaques. Un certain nombre de cyberattaques a visé des infrastructures essentielles. Par conséquent, la cybersécurité a été prise en compte lors de l’examen du RSN.

2.2 Avancées technologiques

La technologie continue d’avoir une incidence considérable sur la sécurité nucléaire. Les nouvelles technologies peuvent poser de nouveaux défis quant à la sécurité des installations nucléaires (p. ex. menaces à la cybersécurité); ces nouvelles technologies offrent également des possibilités d’améliorer la protection des infrastructures de sécurité nucléaire contre les menaces. Des exemples de nouvelles technologies qui permettraient d’améliorer la sécurité comprennent les caméras thermiques et infrarouges, les caméras de nuit, la vérification numérique des empreintes digitales, la tomographie par ordinateur, de même que les technologies d’imagerie et de dépistage de pointe utilisées pour détecter les armes à feu et les substances explosives.

2.3 Entrée en vigueur de l’amendement à la Convention sur la protection physique des matières nucléaires

Le 8 mai 2016, le document Amendement à la Convention sur la protection physique des matières nucléaires (CPPMN) est entré en vigueur. Cette convention est le seul engagement juridiquement contraignant à l’échelle internationale dans le domaine de la protection physique des matières nucléaires. La version amendée de la Convention contraint juridiquement le Canada à protéger les installations et les matières nucléaires aux fins d’utilisation, d’entreposage et de transport pacifiques à l’échelle nationale. Elle prévoit également une plus grande coopération entre les différents pays en vue de retrouver et de récupérer rapidement des matières nucléaires volées ou de contrebande, d’atténuer les conséquences radiologiques d’un sabotage et de prévenir les infractions liées au combat.

L’amendement à la CPPMN est seulement entré en vigueur en 2016, mais il était connu et a été intégré à la révision de 2006 du RSN. Par conséquent, l’examen actuel est axé sur trois domaines dans le cadre desquels les approches internationales ont évolué depuis 2006, plus particulièrement :

  • Principe fondamental F : Culture de sécurité
  • Principe fondamental I : Défense en profondeur
  • Principe fondamental L : Confidentialité

2.4 Nouvelles recommandations publiées par l’Agence internationale de l’énergie atomique

Depuis la dernière publication du RSN, l’AIEA a publié plusieurs nouvelles recommandations concernant la sécurité des installations et des matières nucléaires. Ces publications comprennent :

Ces recommandations comprennent plusieurs nouvelles considérations relatives à la sécurité, telles que les tests de performance, la cybersécurité, la planification d’urgence et l’attention accrue accordée à la menace interne. Ces recommandations ont été examinées dans le cadre de l’examen du RSN.

2.5 Recommandations découlant de la mission du Service consultatif international sur la protection physique réalisée en 2015 au Canada

En octobre 2015, le Service consultatif international sur la protection physique (SCIPP) a réalisé une mission au Canada. Cette mission du SCIPP avait pour but d’examiner le régime de sécurité nucléaire du Canada. À la suite de cet examen, le SCIPP a publié un rapport de mission (en anglais seulement) faisant état de ses conclusions.

Dans son rapport, le SCIPP formule trois recommandations et 30 suggestions qui permettraient d’améliorer la sécurité nucléaire. Les recommandations et les suggestions contenues dans ce rapport ont été prises en compte lors de l’examen du RSN.

2.6 Changements apportés aux exigences en matière d’autorisation de sécurité du gouvernement du Canada

Actuellement, le RSN fait référence à la Norme sur la sécurité du personnel, publiée par le Secrétariat du Conseil du Trésor du Canada en 1994, laquelle a été remplacée par la Norme sur le filtrage de sécurité. La nouvelle norme est entrée en vigueur le 20 octobre 2014. Étant donné que le RSN fait référence à une norme qui a été remplacée, la CCSN se demande s’il ne faudrait pas mettre à jour la référence à cette norme dans le cadre de l’examen du RSN. Cette question est examinée plus avant à la section 3.9.

2.7 Expérience en exploitation

Depuis la dernière révision majeure du RSN, de nombreuses leçons pertinentes ont été tirées de l’expérience en exploitation de la CCSN et des titulaires de permis. Par exemple, un certain nombre d’exercices de contrôle des aptitudes ont été réalisés au cours des dernières années. L’expérience en exploitation a été examinée dans le cadre de l’examen du RSN. De plus, la CCSN a pris en compte les commentaires des titulaires de permis sur le RSN. Par exemple, ces derniers ont déjà, par le passé, entrepris des démarches proactives auprès de la CCSN concernant des modifications possibles et de nouveaux éléments à prendre en considération.

3. Ateliers avec les parties intéressées

Afin d’obtenir une contribution rapide durant l’examen du RSN, la CCSN a organisé trois ateliers avec les parties intéressées. Les parties intéressées qui ont pris part aux ateliers sont celles qui sont directement responsables de la mise en œuvre des mesures de sécurité aux installations nucléaires ou celles qui assurent la sécurité des matières nucléaires. Les ateliers, énumérés ci-dessous par date, visaient trois groupes de participants différents :

  • le 12 octobre 2016 - Les titulaires de permis figurant à l’annexe 2 du RSN actuel, les titulaires de permis qui possèdent, utilisent, stockent et transportent des matières nucléaires de catégorie III et les titulaires de permis qui exploitent des installations dotées de réacteurs de recherche (p. ex., les exploitants de réacteurs SLOWPOKE)
  • le 13 octobre 2016Footnote1 – Les titulaires de permis qui exploitent des sites à sécurité élevée (p. ex., des centrales nucléaires) et possèdent, utilisent ou transportent des matières nucléaires de catégories I et II
  • le 31 janvier 2017 - Les fournisseurs, concepteurs et titulaires de permis intéressés par la construction et le déploiement de petits réacteurs modulaires

Lors de ces ateliers, la CCSN a présenté brièvement les domaines dans lesquels elle envisage d’apporter des modifications au RSN. Lors des ateliers, la CCSN a donné aux parties intéressées l’occasion de formuler des commentaires sur ces domaines, de suggérer d’autres domaines dans lesquels la CCSN pourrait apporter des modifications et de fournir de l’information sur les répercussions de ces modifications potentielles.

Les sections suivantes du présent document mettent en relief les thèmes abordés pendant les ateliers et la rétroaction recueillie. L’annexe A fournit une liste des questions posées par les participants lors des ateliers et l’annexe C contient une liste des organisations participantes et indique le nombre de participants présents à chaque atelier.

3.1 Présentation simplifiée

La structure actuelle du RSN peut poser problème lorsqu’il faut déterminer les exigences qui s’appliquent aux matières nucléaires et celles qui s’appliquent à une installation donnée. Par exemple, les exigences relatives aux matières nucléaires de catégorie III se trouvent à la fois dans la partie 1 et la partie 2 du RSN. Une nouvelle disposition modulaire simplifiée pourrait aider les demandeurs et les titulaires de permis à trouver les exigences applicables à leurs installations ou activités.

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Dans l’ensemble, les participants sont d’accord avec la simplification de la présentation du RSN en adoptant une structure modulaire. Les participants ont noté que la recherche de toutes les exigences qui s’appliquent aux titulaires de permis figurant à l’annexe 2 du RSN était parfois contraignante ou difficile.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Dans l’ensemble, les titulaires de permis soutiennent la proposition visant à simplifier le RSN en utilisant un format modulaire comportant un index, des sections et des parties présentés de manière logique et organisée. Certains participants estimaient qu’il est actuellement difficile de trouver certains renseignements dans le Règlement.

Il a été recommandé que le RSN comporte une section distincte consacrée au stockage des matières nucléaires, en particulier pour les installations de stockage du combustible usé.

Commentaires formulés par les fournisseurs et les concepteurs de petits réacteurs modulaires

Dans l’ensemble, les participants sont d’accord avec la simplification de la présentation du RSN en utilisant une structure modulaire. La structure actuelle du RSN est difficile à naviguer. Il serait aussi bon que toutes les exigences relatives à la sécurité des demandes de permis soient regroupées en un seul endroit dans le RSN modifié.

Les participants ont convenu que les exigences relatives aux matières nucléaires de catégories I, II et III soient énumérées de manière regroupée (modulaire) afin que toutes les exigences applicables aux matières nucléaires de catégorie I, par exemple, soient énumérées ou puissent se trouver à un seul endroit. Il a été recommandé que le RSN définisse les objectifs du RSN au tout début et comporte l’option de sécurité intégrée à la conception, pour protéger contre la menace de vol ou de sabotage des matières ou des installations nucléaires. La définition de site à sécurité élevée pourrait devoir être modifiée, en particulier dans le contexte des petits réacteurs modulaires par rapport aux centrales nucléaires commerciales de plus grande échelle.

3.2 Approche axée sur le rendement

Une approche axée sur le rendement pourrait être appliquée là où il serait avisé de le faire. Selon cette approche, le Règlement établirait des exigences générales et les documents d’application de la réglementation contiendraient des exigences et orientations techniques à l’appui de ces exigences. Cette approche offrirait aux demandeurs et aux titulaires de permis une plus grande souplesse pour proposer une approche acceptable en vue de satisfaire à certaines exigences réglementaires. Elle pourrait avoir des répercussions sur les articles suivants du RSN existant :

  • article 9 : Barrière entourant la zone protégée
  • article 10 : Zone libre entourant la zone protégée
  • article 11 : Détection des entrées non autorisées dans une zone protégée
  • article 12 : Emplacement de la zone intérieure
  • article 14 : Détection des entrées non autorisées dans une zone intérieure
  • article 15 : Local de surveillance

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Il a été recommandé qu’une approche graduelle soit appliquée pour réduire le fardeau administratif. Les petites installations ne voient pas la nécessité d’un programme autonome et souhaitent être réglementées en fonction du rendement. La préférence est accordée aux exigences générales axées sur le rendement. Les commentaires indiquent que les exploitants préfèrent demeurer à l’écart des exigences réglementaires dans la mesure où celles-ci deviennent très rapidement obsolètes. Il a également été suggéré de tenir compte des cybermenaces tant du point de vue interne qu’externe.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

L’idée d’une approche axée sur le rendement dans le cadre de la révision du RSN a reçu l’appui de la majorité. Il y a eu consensus en faveur du déplacement des exigences ou orientations techniques dans les documents d’application de la réglementation. Ces derniers devraient être clairs, fournir des conseils appropriés et donner des exemples.

Les participants ont convenu que l’approche axée sur le rendement est la solution la plus adéquate dans la mesure où elle procure une bonne souplesse. Il faut des critères de rendement clairs lorsqu’une approche basée sur le rendement ou une approche mixte (axée sur le rendement et normative) est appliquée. Les participants ont reconnu qu’une approche normative peut être nécessaire dans certaines parties du Règlement.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Les participants sont généralement d’accord avec l’utilisation d’une approche axée sur le rendement lors de la révision ou de la modification du RSN actuel. Le RSN devrait établir des exigences de sécurité de haut niveau. L’organisme de réglementation devrait définir clairement les attentes et objectifs au tout début du Règlement et le promoteur, l’exploitant ou le demandeur peut proposer de quelle façon il satisfera aux objectifs visés.

Il a été suggéré que, dans la mesure du possible, les exigences et orientations techniques détaillées soient déplacées dans les documents d’application de la réglementation. Certaines des exigences du RSN relatives aux sites à sécurité élevée sont très normatives. Le Règlement devrait être davantage axé sur le rendement là où il semble avisé de le faire. Par exemple, les détails techniques des exigences relatives aux barrières (p. ex. la hauteur des clôtures) sont un exemple de ce qui pourrait être déplacé dans un document d’application de la réglementation.

Il a été recommandé que le personnel de la CCSN utilise une méthode d’évaluation des menaces et des risques ainsi que l’analyse de la menace de référence (AMR) en tant que base de référence pour la réglementation axée sur le rendement. L’approche graduelle devrait être prise en compte lors de la rédaction de cette réglementation.

Il convient de mettre l’accent sur la nécessité de prendre en considération la « sécurité intégrée à la conception » dans le RSN. Des exigences relatives au rendement devraient être fournies par l’organisme de réglementation. Certains petits réacteurs modulaires peuvent constituer des sites à sécurité élevée en raison de la catégorisation de leurs matières nucléaires et peuvent être situés dans une région éloignée, de sorte que ceci devrait être pris en considération lors de la rédaction des changements apportés au RSN. L’organisme de réglementation définirait « ce qui est requis ». Le titulaire de permis ou le promoteur déterminerait et proposerait des moyens pour atteindre le ou les objectifs ou une « façon » d’y arriver et fournirait les données techniques à l’appui de sa proposition.

Il a été reconnu qu’une réglementation normative est nécessaire dans certains domaines tels que le dépistage et la recherche d’armes, d’explosifs et de matières nucléaires; les pouvoirs, les accréditations en matière d’aptitude au travail ainsi que la formation et la compétence du personnel des agents de sécurité nucléaire; et les exigences en matière d’autorisation de sécurité telles que le casier judiciaire, les indices des services de renseignements et les vérifications du crédit. Lorsqu’une réglementation normative est nécessaire, elle devrait être très claire et bien formulée. Le Règlement devrait être rédigé de manière à pouvoir être adapté et appliqué aux nouvelles menaces (p. ex. l’utilisation de drones).

Il serait utile d’avoir d’autres conseils ou renseignements propres aux petits réacteurs modulaires situés en région éloignée en ce qui a trait aux différents moyens de détection, de retardement et d’intervention. La CCSN pourrait tenir compte des caractéristiques uniques des petits réacteurs modulaires (telles que l’emplacement souterrain d’un réacteur intégré, un nombre limité de points d’accès en surface, des « caractéristiques de sûreté » passives et intrinsèques et des barrières de sûreté robustes pour protéger contre les menaces externes telles qu’un écrasement d’avion) qui améliorent toutes la sûreté et la sécurité.

Il a été suggéré que le personnel de la CCSN élabore un règlement qui suit les recommandations de l’AIEA dans les domaines tels que la gestion des risques, l’approche graduelle et la défense en profondeur au moment d’établir les principes ou les objectifs de la réglementation axée sur le rendement dans le RSN.

Il a été dit que le Règlement devrait prévoir des solutions de rechange à une force d’intervention de sécurité sur le site. Le RSN modifié devrait offrir la possibilité de proposer une autre approche fondée sur des fonctions de sûreté et de sécurité entièrement techniques en conjonction avec une force d’intervention hors site, qui fournit une méthode éprouvée pour contrer toute menace de référence.

3.3 Remplacement de la liste des installations visées à l’annexe 2 par une définition

Actuellement, le RSN définit comme suit les sites à sécurité élevée : « Centrale nucléaire ou installation nucléaire où des matières nucléaires de catégorie I ou II sont traitées, utilisées ou stockées ». Les articles 7.4 à 38 du RSN comprennent les exigences particulières applicables aux sites à sécurité élevée. Le RSN comprend également une liste d’installations à l’annexe 2, dont les installations de combustible nucléaire et les installations de traitement des substances nucléaires. La partie 2 du RSN établit les exigences particulières applicables à la sécurité des installations nucléaires visées à l’annexe 2.

Pour réduire le besoin d’apporter régulièrement des changements administratifs à l’annexe 2 du RSN, l’annexe pourrait être supprimée et remplacée par une nouvelle définition de « site à sécurité moyenne ».Cette nouvelle définition inclurait toutes les installations qui figurent actuellement à l’annexe 2. De plus, une définition permettrait d’ajouter de la certitude pour les demandeurs de permis potentiels afin de savoir si certaines exigences réglementaires vont s’appliquer au site ou à l’installation qu’ils souhaitent faire autoriser par la CCSN.

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Cette proposition a obtenu un soutien général pour autant que la définition de « sites à sécurité moyenne » soit très claire, de sorte que les titulaires de permis ainsi que les futurs demandeurs de permis puissent connaître les exigences du RSN qui s’appliqueraient à eux. Il a été suggéré de fonder la définition sur les matières ou substances nucléaires présentes dans l’installation.

Les menaces ou risques de sabotage qui peuvent s’appliquer aux différents types d’installations actuellement énumérées à l’annexe 2 peuvent être très différents. Il s’agit d’une considération importante lorsqu’on cherche une définition appropriée d’un site à sécurité moyenne.

Certains exploitants de réacteurs SLOWPOKE craignaient que leur inclusion dans la définition d’un site à sécurité moyenne puisse influencer la perception du public ou de la communauté universitaire à leur égard dans la mesure où ils se considèrent comme des installations « à faible risque » du point de vue de la sécurité.

Les exploitants de réacteurs SLOWPOKE ont également exprimé des préoccupations à l’égard du fait que la mise en œuvre d’exigences de sécurité supplémentaires (telles que des cotes de sécurité donnant accès à l’installation ou une formation en matière de cybersécurité et de sensibilisation à la sécurité qui ne s’applique pas à eux pour l’instant) augmenterait leur fardeau administratif et leurs coûts financiers. Il a été suggéré de définir les réacteurs SLOWPOKE comme des sites à faible sécurité plutôt que des sites à sécurité moyenne.

3.4 Nouvelles exigences possibles pour certaines installations, dont les réacteurs SLOWPOKE

La section précédente traite de la possibilité d’établir une nouvelle définition de site à sécurité moyenne. Cette définition pourrait être élargie pour inclure tous les réacteurs de recherche non producteurs de puissance qui utilisent, traitent ou stockent des matières nucléaires de catégorie III, tels que définis à l’annexe 1 du RSN, comme les réacteurs SLOWPOKE.

Si les installations SLOWPOKE sont comprises dans la définition de sites à sécurité moyenne, elles seraient assujetties aux exigences existantes suivantes du RSN :

  • paragraphes 42(1) et 42(2) : Contrôle de l’accès aux installations nucléaires
  • paragraphe 44(1) : Révocation de la cote de sécurité donnant accès à l’installation
  • alinéa 45(a) : Entrée de véhicules terrestres
  • article 48 : Programme de sensibilisation des surveillants

En outre, si ces installations sont incluses dans la définition des sites à sécurité moyenne, alors elles seront également assujetties aux exigences nouvelles ou étendues suivantes, qui sont envisagées dans le cadre du présent examen :

  • exigences en matière de cybersécurité (examinées à la section 3.5)
  • exigences relatives à la protection de l’information sur la sécurité nucléaire (examinées à la section 3.6)
  • exigences liées à la culture de sécurité nucléaire (examinées à la section 3.7)
  • exigences relatives au plan de sécurité nucléaire (examinées à la section 3.8)
  • exigences liées à la cote de sécurité donnant accès à l’installation (examinées à la section 3.9)
  • exigences applicables aux agents de sécurité nucléaire (examinées à la section 3.10)

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Des préoccupations ont été exprimées à l’égard de la proposition de l’exigence d’une CSAI pour les personnes ayant besoin d’un accès sans escorte à un réacteur SLOWPOKE. Cette proposition pourrait avoir des incidences sur certains chercheurs, en particulier ceux qui ne sont pas des citoyens canadiens (ressortissants étrangers) souhaitant un accès sans escorte à un réacteur SLOWPOKE. Selon leur citoyenneté ou pays d’origine, il est très difficile et parfois impossible d’obtenir une vérification des dossiers sur l’exécution de la loi (VDEL), auparavant appelée vérification nominale du casier judiciaire (VNCJ), à l’appui d’une cote de sécurité donnant accès à l’installation (CSAI).

3.5 Exigences en matière de cybersécurité

Les cyberattaques font partie des menaces qui connaissent la croissance la plus forte contre les infrastructures essentielles du Canada, y compris les installations nucléaires. En réponse aux recommandations de l’AIEA, des modifications pourraient être apportées dans ce domaine. Par exemple, dans la collection Sécurité nucléaire no 20 : Objectif et éléments essentiels du régime de sécurité nucléaire d’un État, il est indiqué qu’un des éléments essentiels d’un régime nucléaire consiste à mener « régulièrement des activités d’assurance dans le but de recenser et de résoudre les problèmes et les facteurs qui pourraient influer négativement sur la capacité d’assurer à tout moment une sécurité nucléaire adéquate, y compris la cybersécurité » [1]. En outre, il est précisé dans le rapport de mission du SCIPP que [traduction] « en principe, la portée et le champ d’application de la norme CSA N290.7-F14 permettent de répondre aux exigences visant à assurer une sécurité informatique accrue au sein des installations nucléaires. Cependant, l’équipe du SCIPP croit que cette norme n’est peut-être pas suffisamment exhaustive pour offrir le niveau d’assurance requis pour répondre aux attentes changeantes en matière de réglementation. Par conséquent, le rapport indique que la CCSN devrait effectuer un examen systématique du document et décider (possiblement en se basant sur la cybermenace de référence et dans leur propre cadre de réglementation) des modifications ou prolongations appropriées. » [2].

Il est conforme aux recommandations de l’AIEA et à l’orientation contenue dans la collection Sécurité nucléaire no 17 d’élaborer et de mettre en œuvre un cadre de cybersécurité en réponse à des cybermenaces crédibles. La CCSN a déjà répondu aux exigences en matière de cybersécurité dans des documents d’application de la réglementation. Plus particulièrement, le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires exige que toutes les centrales nucléaires au Canada mettent en œuvre et maintiennent un programme de cybersécurité. Il s’agit du résultat d’une mesure réglementaire de la CCSN remontant à 2008.

Une nouvelle exigence en matière de protection de la cybersécurité pourrait être ajoutée au RSN pour les sites et les installations à sécurité élevé qui seraient visées par la nouvelle définition de sites à sécurité moyenne. En vertu de cette nouvelle exigence, ces installations auraient l’obligation d’instaurer un programme de cybersécurité à l’égard des systèmes ou des dispositifs cybernétiques utilisés pour exploiter les systèmes de sûreté, de sécurité et de protection essentiels. Elles seraient appelées à repérer les cybermenaces crédibles et à prendre les mesures appropriées pour contrer ces menaces.

Cette exigence aurait pour but de s’assurer que de telles menaces sont écartées. Elle se servirait d’une approche fondée sur le risque cadrant avec la menace de référence (MR) et l’évaluation des menaces et des risques propre à chaque site.

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Les participants ont suggéré qu’une centrale nucléaire et un réacteur SLOWPOKE devraient avoir des exigences différentes en matière de cybersécurité, lesquelles devraient être fondées sur les menaces et les risques. Tout dépendant des exigences, ceci peut entraîner un fardeau réglementaire plus important pour les petits exploitants. Les titulaires de permis reconnaissent la préoccupation croissante à l’égard des cybermenaces. Dans ce domaine, les exploitants ont besoin de soutien et de conseils de la CCSN afin que les attentes soient clairement communiquées et que les exploitants aient la possibilité de mieux comprendre les risques et les incidences potentielles pour leur installation ou leurs activités.

En ce qui concerne les réacteurs SLOWPOKE, il a été suggéré que la CCSN discute des cybermenaces et des risques potentiels avec les exploitants afin que ceux-ci aient une meilleure compréhension du type de cadre ou de programme de cybersécurité requis et des raisons sous-jacentes. Bon nombre de réacteurs SLOWPOKE utilisent des plateformes d’exploitation qui ne sont pas susceptibles d’être la cible de cyberattaques. Certains titulaires de permis possédant des installations de plus petite taille et à risque moindre ont exprimé des préoccupations concernant la mise en œuvre d’un programme de cybersécurité susceptible d’entraîner des coûts importants.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Certains participants aux ateliers ont été surpris que cette proposition soit envisagée dans le cadre de la modification du RSN étant donné que la norme CSA N290.7-F14, Cyber sécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, constitue maintenant une exigence pour certains titulaires de permis de sites à sécurité élevée. Certains titulaires de permis n’ont pas soutenu l’ajout de nouvelles exigences dans ce domaine thématique, car ils estimaient qu’elles seraient probablement trop prescriptives.

D’autres titulaires de permis ont convenu d’accepter le concept pour autant que l’organisme de réglementation fournisse des conseils adéquats qui n’entrent pas en conflit avec les activités de vérification de la conformité existantes.

Certains titulaires de permis ont déclaré que la CCSN devrait mettre à jour les exigences relatives à l’AMR dans le RSN pour inclure la cybersécurité de manière explicite. Des exigences prescriptives ou des renseignements liés à la cybersécurité devraient être cités en référence dans les documents d’application de la réglementation ou les normes CSA. La cybersécurité fait déjà partie de l’évaluation de la menace et du risque (EMR) dans certains sites et un programme de cybersécurité est déjà en place pour répondre aux exigences de la norme CSA (N290.7-F14, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs).

3.6 Protection de l’information sur la sécurité nucléaire

Une nouvelle exigence pour les sites à sécurité élevée, de même que pour toutes les installations qui répondraient à la définition d’un site à sécurité moyenne, pourrait être ajoutée afin de protéger les renseignements de nature délicate et essentiels sur la sécurité nucléaire. Les titulaires de permis utilisent actuellement diverses approches pour protéger l’information. Le type d’information sur la sécurité nucléaire que les exploitants doivent protéger pourrait être précisé. Cette exigence aurait pour but de veiller à ce que ce type d’information soit classifiée de façon appropriée et traitée de manière à être protégée contre toute divulgation non autorisée. Ces nouvelles exigences s’appliqueraient aux supports électroniques utilisés pour traiter, stocker et transmettre des renseignements sur la sécurité nucléaire.

La protection des renseignements délicats, réglementés et classifiés est essentielle pour protéger la sécurité nationale, de même que pour assurer l’exploitation sûre et sécuritaire des installations nucléaires. Le risque et les possibilités de divulgation de renseignements sur la sécurité nucléaire à des parties non autorisées sont considérables si les renseignements de nature délicate ne sont pas protégés contre les menaces en évolution (p. ex. les cyberattaques). Les exigences pour définir les renseignements sur la sécurité nucléaire jugés essentiels et de nature délicate ainsi que les nouvelles exigences visant la classification et la protection de ce type d’information pourraient être ajoutées.

Ces nouvelles exigences permettront de veiller à ce que le Canada respecte un des principes fondamentaux de l’AIEA en matière de sécurité nucléaire définis dans la CPPMN. Plus précisément, le principe fondamental L : Confidentialité prévoit que : l’« État devrait établir les prescriptions à respecter pour préserver la confidentialité des informations, dont la divulgation non autorisée pourrait compromettre la protection physique des matières nucléaires et des installations nucléaires » [3].

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Les participants ont suggéré de fonder la protection des renseignements sur la sécurité nucléaire sur une approche graduelle et sur les conséquences d’une divulgation non autorisée à des tiers. Il a été conseillé de garder des exigences générales qui s’appuient sur le rendement, afin d’éviter qu’elles ne soient prescriptives, mais qui fournissent des conseils techniques.

Les exploitants ont déclaré que ceci ne semble pas difficile à réaliser, mais que le défi se pose au niveau de l’étiquetage ou de la nomenclature des renseignements sur la sécurité nucléaire. Différents titulaires de permis peuvent utiliser différents termes pour identifier des types similaires de renseignements sur la sécurité nucléaire.

En cas de sabotage, il n’est pas clair quels types de renseignements sur la sécurité nucléaire devraient être protégés. Par exemple, faudrait-il protéger ou classifier les rapports sur l’analyse de la sûreté? Les participants ont noté que les titulaires de permis devraient savoir ce qui est considéré comme des renseignements relatifs à la sécurité nucléaire et les exigences proposées pour protéger ces renseignements.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Les participants sont convenus qu’il est nécessaire d’assurer la protection adéquate des renseignements confidentiels, essentiels ou de nature délicate pour la sécurité nucléaire contre la divulgation ou la compromission. Actuellement, une lacune fait en sorte qu’il n’y a pas d’exigences ou d’orientation permettant d’aider les titulaires de permis à protéger ce type de renseignements.

Les titulaires de permis ont déjà élaboré des systèmes de classification de l’information « internes » ou des approches visant la protection des renseignements de sorte que ces systèmes devraient être pris en considération si un projet de document d’application de la réglementation est élaboré pour appuyer ce domaine. Les titulaires de permis ont demandé à être consultés si un tel document est élaboré. Ils ont suggéré d’établir une définition générale des renseignements relatifs à la sécurité nucléaire afin d’éviter la création d’un système de classification distinct.

Toute modification apportée au RSN pour la protection de l’information doit tenir compte de l’évolution des cybermenaces, du transfert électronique d’information et de la protection contre ces types de « nouvelles » menaces.

Les membres du personnel de certains sites à sécurité élevée sont d’avis qu’ils ont déjà en place des procédures acceptables pour gérer et protéger les renseignements de nature délicate, y compris les supports électroniques. Par conséquent, certains participants ont dit que le Règlement devrait être suffisamment souple pour assurer la conformité à l’exigence proposée concernant la gestion et la protection des renseignements de nature délicate si leurs procédures existantes permettent déjà d’atteindre ce but.

Certains participants ont indiqué qu’il pourrait se révéler problématique de garantir la cohérence en cas d’adoption d’une approche strictement axée sur le rendement lors de la modification du Règlement. En particulier, une certaine normalisation peut s’avérer nécessaire lors de la définition des exigences réglementaires générales visant la gestion et la protection des renseignements de nature délicate.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Il a été convenu que la protection des renseignements sur la sécurité nucléaire est importante. La modernisation de la façon de stocker et de transmettre les renseignements relatifs à la sécurité nucléaire doit être prise en considération lors de la révision du RSN. La plupart des renseignements sont maintenant électroniques et stockés sur divers supports informatiques (p. ex. des lecteurs USB) de sorte que ceci doit être pris en considération. Il a été suggéré de s’assurer que le RSN autorise la réciprocité ou l’acceptation des cotes de sécurité donnant accès au site entre les titulaires de permis, pour autant que tous les contrôles requis soient effectués en suivant un processus acceptable par des organisations accréditées et leur personnel.

On a fait remarquer que les concepteurs de petits réacteurs modulaires peuvent avoir besoin d’accéder à l’AMR. Il est également essentiel d’élaborer un document d’application de la réglementation pour faciliter l’identification, le traitement, la transmission et le stockage des renseignements de nature délicate liés à la sécurité nucléaire. Ceci devrait comprendre les types de renseignements de nature délicate, protégés, réglementés et confidentiels afin que les renseignements soient définis et protégés de façon uniforme, indépendamment du titulaire de permis ou du site.

Il a été suggéré d’examiner la façon dont le Royaume-Uni aborde la protection des renseignements, en particulier au début du processus de conception de l’installation. Lors de l’examen de ce domaine, il faudrait également tenir compte de la question du stockage électronique des renseignements protégés du point de vue de la cybersécurité. Cet aspect est également lié aux cotes de sécurité requises pour accéder aux renseignements de nature délicate, réglementés ou classifiés. Les cotes de sécurité donnant accès aux installations délivrées aux fournisseurs ou aux concepteurs par d’autres organismes (Services publics et Approvisionnement Canada) devraient être reconnues dans le RSN.

3.7 Culture de sécurité nucléaire

Dans la collection Sécurité nucléaire no 20, l’AIEA définit comme suit la culture de sécurité nucléaire : « Ensemble de caractéristiques, d’attitudes et de comportements chez des individus et dans des organismes et établissements qui offrent un moyen de soutenir, de renforcer et de maintenir la sécurité nucléaire » [4].

À l’heure actuelle, tous les titulaires de permis ont l’obligation, en vertu de l’alinéa 12(1)j) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, de donner « aux travailleurs de la formation sur le programme de sécurité matérielle sur les lieux de l’activité autorisée et sur leurs obligations aux termes du programme ». Ces types de programmes sont directement liés à une culture de sécurité efficace.

Une nouvelle exigence pour mettre en œuvre un programme visant la culture de sécurité nucléaire pourrait être ajoutée au RSN pour les sites et les installations à sécurité élevée qui seraient visées par la nouvelle définition de site à sécurité moyenne. La sensibilisation à la sécurité est directement liée à la culture de sécurité en tant qu’élément essentiel permettant de renforcer l’idée selon laquelle une menace crédible existe. Informer les travailleurs des installations nucléaires de leurs responsabilités en la matière ferait partie intégrante du programme de sécurité nucléaire.

L’introduction de cette nouvelle exigence permettrait de s’assurer que le Canada respecte un des principes fondamentaux de l’AIEA en matière de sécurité nucléaire définis dans la CPPMN – plus précisément, le principe fondamental F : Culture de sécurité, selon lequel « [t]outes les entités impliquées dans la mise en œuvre de la protection physique devraient accorder la priorité requise à la culture de sécurité, à son développement et à son maintien, nécessaires pour assurer sa mise en œuvre effective à tous les échelons de chacune de ces entités »[5]. En outre, dans la collection Sécurité nucléaire no 13, l’AIEA a recommandé que les titulaires de permis, les organismes de réglementation et les États établissent une culture de sécurité nucléaire efficace. Le but d’une telle culture est de fournir une meilleure assurance que les activités de sécurité nucléaire permettent de maintenir et d’améliorer ce qui suit : la prévention, la détection, le retardement et l’intervention en cas de vol, de sabotage, d’accès non autorisé, de transfert illégal ou d’autres actes malveillants mettant en jeu des matières nucléaires ou autres matières radioactives lors de leur utilisation, de leur stockage ou de leur transport. En outre, dans le rapport de mission du SCIPP, l’AIEA a suggéré qu’un document soit produit, lequel donnera [traduction] « l’occasion de faire explicitement référence à la culture de sécurité nucléaire et d’en démontrer l’importance. Une orientation utile est donnée dans la collection Sécurité nucléaire no 7 de l’AIEA » [6].

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Les participants ont reconnu qu’il est nécessaire de se conformer à la Convention sur la protection physique des matières nucléaires de l’AIEA et à sa version amendée en ce qui concerne la culture de sécurité nucléaire ainsi qu’au besoin de créer notre propre culture de sûreté de haut niveau.

Les participants ont noté que la culture de sûreté existe déjà dans le secteur nucléaire et a été instaurée avant la culture de sécurité. Ils estiment que le principal problème posé par la culture de sécurité nucléaire est lié au fait qu’elle devrait résulter de nombreux programmes, activités de formation et efforts d’application de la loi. Il s’agit d’un programme supplémentaire que les titulaires de permis devront mettre en œuvre, se traduisant par un fardeau administratif, des ressources et une charge de travail supplémentaires pour répondre aux exigences. Certains participants ont suggéré que la culture de sécurité nucléaire devrait être liée au système de gestion.

De nombreux titulaires de permis ont établi des programmes de culture de la sûreté. La création d’un nouveau programme séparé visant la culture de sécurité pourrait accroître la charge de travail et se révéler trop complexe pour certains titulaires de permis. Certains participants pensent que la culture de sûreté et de sécurité est déjà intégrée et fait partie de la formation en matière de sûreté. Certaines similitudes ont été notées, de même que le besoin de cerner les critères d’équivalence (p. ex. si un titulaire de permis peut fournir une formation de sensibilisation touchant à la fois la sûreté et la sécurité). Il a été demandé de veiller à ce que les attentes en matière de conformité dans le domaine de la culture de sécurité nucléaire soient claires et flexibles.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Les titulaires de permis ont indiqué qu’ils comprennent l’importance de la culture de sécurité nucléaire. La plupart d’entre eux n’ont exprimé aucune préoccupation quant au fait d’avoir une exigence générale concernant la culture de sécurité nucléaire dans le Règlement. Il y a déjà en place des programmes qui font la promotion de la culture de sécurité dans les organisations au niveau corporatif. Certains de ces programmes pourraient être adaptés.

Il a été déclaré qu’il sera difficile de réglementer la culture de sécurité nucléaire, mais que la culture de sécurité nucléaire et la sensibilisation aux questions de sécurité peuvent être surveillées. L’accent devrait être mis sur l’encouragement (la promotion) de la culture de sécurité nucléaire en tant qu’objectif.

Certains participants de l’atelier ont suggéré d’intégrer la culture de sécurité nucléaire dans la culture de sûreté comme il est proposé dans le projet de document d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté, dans la mesure où elle fait partie de la culture d’entreprise globale du site qui intègre à la fois la sûreté et la sécurité. L’intégration de la culture de sûreté et de la culture de sécurité présente des avantages.

Les participants étaient généralement d’avis qu’une culture d’entreprise globale devrait comprendre à la fois la culture de sûreté et la culture de sécurité.

Il a également été suggéré que la culture de sécurité nucléaire puisse faire partie du plan de sécurité nucléaire. Il a été suggéré d’envisager d’établir dans le RSN une exigence de haut niveau concernant la culture de sécurité nucléaire en général, mais ne s’appliquant pas à un programme particulier. Les exigences ou les orientations relatives au programme visant la culture de sécurité nucléaire pourraient être présentées dans un document d’application de la réglementation.

Certains participants ont noté qu’il serait difficile de mettre en œuvre un programme visant la culture de sécurité nucléaire si l’exigence est ajoutée au Règlement. Ils étaient également d’avis que la culture de sécurité pourrait être surveillée de plusieurs manières, notamment à l’aide de paramètres et d’indicateurs tirés des sondages sur la sensibilisation à la sécurité, des rapports sur les incidents de sécurité, etc.

Il est important de noter que la demande de permis du promoteur doit décrire son système de gestion pour l’activité, y compris les mesures qu’il prévoit prendre pour promouvoir une culture de sûreté. Le personnel de la CCSN poursuit l’élaboration du REGDOC-2.1.2, Culture de sûreté. Ce document contient une approche de culture inclusive et intégrée qui tient compte de la culture de sécurité nucléaire dans la culture de sûreté. Tous conviennent qu’il est important de se doter d’une bonne culture de sûreté et de sécurité, qu’elle doit être encouragée au sein des organisations et prise en charge par les dirigeants et qu’elle doit être surveillée et améliorée de façon continue. L’idée qu’un règlement était nécessaire à l’appui de cette approche n’a pas fait l’unanimité; il s’agit plutôt d’une question axée sur les politiques. L’AIEA a jugé qu’il faut élaborer, favoriser et maintenir une culture de sûreté nucléaire pour soutenir un régime de sécurité nucléaire efficace.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Les opinions à ce sujet étaient diverses, avec des commentaires variant de la façon suivante : La culture de sûreté et la culture de sécurité sont directement liées, mais devraient être clairement distinctes dans la mesure où la culture de sûreté est bien connue et mûrie tandis que la culture de sécurité est relativement nouvelle. La culture de sécurité peut s’avérer très différente en fonction du site. La culture de sûreté et la culture de sécurité devraient se renforcer mutuellement. Le cadre de la culture de sécurité devrait être une exigence générale dans le RSN, avec les détails formulés dans un document d’application de la réglementation. La culture de sûreté et la culture de sécurité devraient être intégrées. La plupart des exploitants possèdent déjà un programme visant la culture de sûreté.

Il existe une préoccupation concernant le fait de joindre la culture de sécurité au cadre de la culture de sûreté sans comprendre pleinement la signification de la culture de sécurité et les attentes de la CCSN.

D’autres participants étaient d’avis que la culture de sécurité et la culture de sûreté devraient être intégrées et certains d’entre eux pensaient que la sécurité pourrait être un sous-ensemble d’un programme visant la culture de sûreté. La terminologie relative à la sûreté et à la sécurité peut poser des problèmes du point de vue du libellé et des définitions.

Il est entendu que la ratification de l’amendement à la Convention sur la protection physique des matières nucléaires par le gouvernement du Canada renforce l’obligation d’examiner et d’aborder la culture de sécurité nucléaire.

La CCSN devrait considérer ou rechercher ce qui a été fait par d’autres secteurs ou organismes tels que le secteur de l’aviation et l’Agence de la santé publique du Canada (Laboratoire national de microbiologie, à Winnipeg), qui ont à la fois mis en œuvre une culture de sûreté et une culture de sécurité.

3.8 Plan de sécurité nucléaire

Une exigence pourrait être mise en place pour les sites à sécurité élevée et les sites visés par la nouvelle définition de site à sécurité moyenne, soit de réunir dans un seul document, appelé plan de sécurité nucléaire (PSN), l’ensemble de l’information relative à la sécurité.

La version actuelle du RSN contient plusieurs références aux documents requis à l’appui d’une demande de permis ou de renouvellement de permis, ce qui inclut les documents suivants :

  • le plan du site
  • le plan et les procédures proposés
  • les descriptions des zones protégées, des zones intérieures, des zones libres et des zones vitales
  • l’évaluation des menaces et des risques
  • la structure organisationnelle en matière de sécurité
  • les descriptions de l’équipement, des systèmes et des procédures de sécurité

Cette situation a donné lieu à la production de divers documents, tels que les rapports de sécurité du site ou de l’installation, les procédures de sécurité du site et les plans de sécurité du site. Le PSN continuera d’être assujetti aux mêmes exigences en matière d’examen et de mise à jour.

Ce changement pourrait simplifier la façon dont l’information liée à la sécurité nucléaire est documentée. En outre, ce plan serait conforme à la définition d’un tel plan donnée par l’AIEA dans son glossaire de sûreté.

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

La majorité des participants souscrivent à la proposition visant à normaliser les différents termes ou noms de documents actuellement utilisés pour décrire les plans, mesures, procédures, équipements et systèmes de sécurité nucléaire mis en place dans différents sites ou installations nucléaires dans un PSN.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Un consensus s’est dégagé quant à la proposition visant le regroupement de tous les renseignements liés à la sécurité nucléaire en un seul document : le programme de sécurité nucléaire. Les exigences générales visant le PSN seraient décrites dans le RSN modifié et les détails techniques ou orientations à l’appui seraient présentés dans un document d’application de la réglementation.

Les titulaires de permis aimeraient savoir comment et quand ils seraient tenus de mettre à jour le PSN et à quelle fréquence ou dans quelles circonstances ils devraient présenter à la CCSN une version à jour ou révisée du PSN.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

De façon générale, les participants sont d’accord avec le regroupement de tous les renseignements liés à la sécurité nucléaire en un seul document appelé le PSN. Ceci nécessitera de l’orientation pour aider les titulaires de permis en ce domaine. Des attentes et des conseils clairs seront requis.

3.9 Cote de sécurité donnant accès à l’installation (CSAI), cote de sécurité donnant accès aux sites (CSAS) et Norme sur la sécurité du personnel

La cote de sécurité donnant accès à l’installation (CSAI) est une autorisation accordée par les titulaires de permis pour permettre à une personne d’accéder à une installation visée à l’annexe 2 du RSN. Le paragraphe 42(2) du RSN indique les renseignements qu’un titulaire de permis doit vérifier avant d’accorder une cote de sécurité donnant accès à l’installation, y compris une VDEL.

De même, la cote de sécurité donnant accès au site (CSAS) est une autorisation qui accorde à une personne un accès sans escorte à la zone protégée d’un site à sécurité élevée. Le paragraphe 17(2) du RSN indique les renseignements qu’un titulaire de permis doit vérifier pour pouvoir obtenir une CSAS. La CSAS, qui est valide pour une période de cinq ans, est fondée sur l’évaluation de sécurité prévue dans la Norme sur la sécurité du personnel ou sur une évaluation de sécurité équivalente.

Les références à la Norme sur la sécurité du personnel contenues dans le RSN pourraient être mises à jour, car cette norme a été annulée et remplacée par la Norme sur le filtrage de sécurité, qui est entrée en vigueur le 20 octobre 2014 et sera appliquée à compter du 31 octobre 2017.

La nouvelle norme comprend les éléments suivants :

  • la vérification des antécédents financiers
  • les modifications apportées à la VDEL selon lesquelles la vérification nominale des dossiers sur l’exécution de la loi inclut la prise d’empreintes digitales numériques
  • des exigences supplémentaires concernant certaines autorisations, dont les cotes attribuées à la suite d’un filtrage approfondi

L’exigence relative à une CSAI pour les sites visés par la définition proposée de site à sécurité moyenne pourrait être élargie. Par conséquent, il faudrait que ces installations, y compris les réacteurs SLOWPOKE, exigent une CSAI fondée sur une évaluation de sécurité (vérification de la fiabilité) pour les CSAS auxquelles la nouvelle norme fait référence, y compris une VDEL. Cette exigence pourrait s’appliquer à ces installations afin de réduire au minimum la menace interne et s’harmoniser aux recommandations de l’AIEA pour la sécurité nucléaire.

Étant donné que le RSN permet déjà aux titulaires de permis de proposer une norme sur le filtrage de sécurité équivalente, on pourrait envisager d’autres solutions qui permettraient d’atteindre l’objectif des exigences relatives à la CSAI et la VDEL. L’une d’elles serait une carte NEXUS valide. Cette carte, qui est valide pour une période de cinq ans, est délivrée par l’Agence des services frontaliers du Canada en vue d’accélérer les passages à la frontière entre les États-Unis et le Canada. Afin de recevoir cette carte, les demandeurs doivent répondre à des exigences détaillées concernant la vérification des antécédents et le contrôle de sécurité et se soumettre, entre autres, à une VDEL. Par conséquent, la CCSN pourrait considérer le programme NEXUS comme une norme équivalente acceptable pour le filtrage de sécurité, si les titulaires de permis souhaitent y avoir recours.

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Les titulaires de permis reconnaissent que le changement apporté à la vérification nominale du casier judiciaire (VNCJ) en utilisant une lecture des empreintes digitales numériques plutôt que le système sur support papier actuel sera mis en place prochainement et qu’il offrira une vérification plus rigoureuse.

Les titulaires de permis ont demandé l’aide de l’organisme de réglementation au moment de respecter l’exigence relative à la cote de sécurité donnant accès à l’installation, en particulier en cas d’annulation ou de la suspension d’une CSAI en raison de renseignements défavorables (p.ex. une condamnation criminelle grave) découverts lors du contrôle de la cote de sécurité ou du processus de renouvellement.

Si un demandeur ou un détenteur d’une CSAI est identifié dans le cadre d’un processus de contrôle valide comme posant un risque pour la sécurité, les titulaires de permis ont demandé l’assurance que le titulaire de permis ait le pouvoir nécessaire pour refuser, suspendre ou révoquer la CSAI en question.

Il est arrivé que de tels refus, suspensions ou révocations de CSAI soient contestés devant des tribunaux de règlement des conflits de travail. Les titulaires de permis ont demandé des éclaircissements sur les conséquences lorsque la décision d’un médiateur provincial entre en conflit avec le pouvoir du titulaire de permis de refuser, suspendre ou révoquer une CSAI en raison d’inquiétudes concernant le risque pour la sécurité (installation nucléaire, activités ou personnel).

Certains titulaires de permis ont soutenu le concept d’équivalence de la CSAI à une carte NEXUS, au programme Expéditions rapides et sécuritaires ou au permis de possession et d’acquisition valide.

Certaines inquiétudes ont été exprimées quant à savoir si le nouveau processus de lecture des empreintes digitales numériques serait plus cher que le système sur support papier précédent. Il a été suggéré que la CCSN coordonne des activités d’information supplémentaire sur la lecture des empreintes digitales numériques à l’appui d’une CSAI étant donné la circulation de messages incohérents et inexacts sur la façon dont les empreintes digitales numériques sont saisies, transmises, vérifiées, protégées et détruites pendant et après le contrôle.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Les titulaires de permis ont été mis au courant des changements apportés à la Norme sur le filtrage de sécurité du gouvernement du Canada qui auront une incidence sur les exigences relatives à la vérification de la CSAS pour la VNCJ. Les titulaires de permis ont posé des questions ou donné des avis sur les points suivants :

  • que la CCSN collabore avec la GRC pour déterminer le calendrier de passage aux vérifications des empreintes digitales numériques et communiquer cette information par écrit aux titulaires de permis
  • que bon nombre de leurs services de police compétents n’ont pas été avisés du fait que la prise d’empreintes digitales numériques va remplacer le système sur support papier actuel qui utilise les services du Centre d’information de la police canadienne
  • que la CCSN collabore avec les titulaires de permis afin de parvenir à un consensus sur un processus acceptable pour établir la façon de mettre en œuvre les vérifications du crédit dans le cadre du processus de filtrage de sécurité, y compris les personnes auxquelles elles vont s’appliquer
  • si ces changements entraîneront une augmentation des coûts pour les titulaires de permis qui doivent les respecter
  • les titulaires de permis ont demandé que la CCSN leur envoie un avis écrit bien avant les changements mentionnés ci-dessus (l’avis devrait inclure les nouvelles exigences relatives au filtrage, les fondements juridiques et réglementaires, leur date de mise en œuvre et les personnes auxquelles elles vont s’appliquer)

Les titulaires de permis étaient d’avis que les relations de travail sont un élément important à prendre en considération avec ces changements. Les titulaires de permis ont demandé que la CCSN contribue à fournir les fondements juridiques ou réglementaires de ces changements pour favoriser une meilleure compréhension du besoin dans le secteur nucléaire.

Quelques inquiétudes ont été exprimées quant aux délais de traitement potentiellement plus longs lors du contrôle des demandes ou du renouvellement des cotes de sécurité en raison des changements susmentionnés, ainsi que par rapport à l’augmentation des coûts.

Les titulaires de permis comprennent les motifs de ces changements, mais ils souhaitent également une stratégie de communication claire avec la CCSN pour veiller à ce que les personnes touchées comprennent la raison de ces changements, y compris l’effet positif qu’ils auront sur la sécurité des sites nucléaires à sécurité élevée.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

De façon générale, les participants sont d’accord avec la proposition visant à définir les exigences relatives aux cotes de sécurité dans le Règlement et à inclure les points essentiels tels que la prise d’empreintes digitales numériques, les vérifications des indices, la période de validité de la cote, etc. Il a été suggéré que certaines des exigences techniques détaillées liées aux programmes d’habilitation de sécurité, telles que les enquêtes sur les antécédents, l’évaluation des renseignements défavorables, etc., figurent dans des documents d’application de la réglementation.

Le fait que certains fournisseurs, concepteurs, etc. de petits réacteurs modulaires proviennent d’autres pays (ressortissants étrangers) a été jugé préoccupant étant donné que l’obtention d’une cote de sécurité peut s’avérer difficile selon leur pays d’origine. De plus, cela peut poser des problèmes aux industries qui soutiennent le secteur des petits réacteurs modulaires étant donné que ces industries ou organismes de soutien ne sont pas situés au Canada.

Il est essentiel que cette proposition et cet examen tiennent compte de la façon dont les fournisseurs et les concepteurs de petits réacteurs modulaires nationaux et étrangers peuvent obtenir une cote de sécurité afin d’accéder aux informations liées à la sécurité (p. ex. AMR, EMR) lors de la conception d’un réacteur. L’accès des concepteurs aux informations essentielles sur la sécurité aux premières étapes de la conception est la seule façon permettant d’appliquer la « sécurité intégrée à la conception » de manière efficace.

3.10 Fonctions des agents de sécurité nucléaire et du personnel de sécurité

Plusieurs modifications pourraient être apportées au RSN en ce qui concerne les fonctions des agents de sécurité nucléaire (ASN) dans certaines installations nucléaires. Actuellement, seuls les sites à sécurité élevée doivent avoir des ASN. Les fonctions de ces agents sont énoncées à l’article 30 du RSN, et l’équipement qui leur est fourni est décrit à l’article 31 du Règlement. Les autres installations n’ont pas d’exigences particulières en ce qui a trait au personnel de sécurité, bien que bon nombre d’entre elles embauchent ou engagent à forfait du personnel de sécurité dont les responsabilités sont semblables à celles des ASN.

Les exigences relatives aux fonctions des ASN pourraient être actualisées. Cette mise à jour tiendrait compte des fonctions actuelles et de l’environnement opérationnel de tous les ASN au sein des installations nucléaires. L’article 30 du RSN pourrait être mis à jour afin d’énoncer toutes les tâches de haut niveau des ASN.

D’après les commentaires recueillis auprès de différentes parties intéressées, une nouvelle exigence pour les installations à sécurité moyenne pourrait être ajoutée. Les agents de sécurité sur ces sites auraient de nouvelles exigences à respecter semblables à celles énoncées aux articles 30 et 31 du RSN.

L’exigence selon laquelle les agents de sécurité aux sites à sécurité moyenne doivent fouiller les personnes, à la recherche de substances nucléaires ou de matières radioactives, lorsque les gens quittent les zones où de telles substances ou matières sont utilisées, stockées ou traitées pourrait être révisée. Cette exigence pourrait être ajoutée aux fonctions dévolues aux ASN.

À l’heure actuelle, le RSN ne prévoit pas d’exigences relatives au personnel de sécurité dans l’ensemble des installations dotées de réacteurs de recherche non producteurs de puissance qui utilisent, traitent ou stockent des matières nucléaires de catégorie III (voir l’annexe 1 du RSN), y compris celles dotées de réacteurs SLOWPOKE. Il serait avantageux pour ces sites que l’équipement de base soit précisé dans la réglementation pour s’assurer que le personnel de sécurité sur place dispose de l’équipement nécessaire pour répondre adéquatement aux incidents de sécurité à ces installations.

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

Les titulaires de permis ayant assisté à l’atelier ont déclaré qu’une réglementation supplémentaire n’était pas nécessaire dans la mesure où les domaines mentionnés ci-dessus ont été traités de manière efficace.

Les titulaires de permis ont indiqué qu’ils ne prévoyaient pas le besoin d’introduire de fonctions, responsabilités ou pouvoirs particuliers pour les agents de sécurité travaillant dans les sites figurant à l’annexe 2 ou les sites à sécurité moyenne en raison de la trop grande diversité des activités menées dans ces sites.

Les participants ont suggéré qu’il serait utile d’obtenir de l’orientation sur l’évaluation des risques et la formation de base des agents de sécurité. Ils ont suggéré de placer cette orientation dans un document plutôt que d’en faire une exigence réglementaire.

Les titulaires de permis ont indiqué qu’ils ne prévoyaient pas le besoin d’avoir des agents de sécurité dans la zone ou l’installation d’un réacteur SLOWPOKE en raison du risque moins élevé pour la sécurité lié à l’exploitation d’un réacteur SLOWPOKE.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Le besoin de mettre à jour les tâches des ASN pour les ASN armés et non armés a fait l’objet d’un vaste soutien et d’un large consensus. Les titulaires de permis ont également demandé que ce domaine soit revu pour inclure les pouvoirs légaux nécessaires, tels que le statut d’un agent de la paix qui s’étendrait à l’ensemble du site autorisé, y compris les zones protégées et les zones contrôlées.

Les titulaires de permis ont fait part de préoccupations concernant le fait que les pouvoirs légaux permettant aux ASN d’accomplir leurs tâches essentielles sont influencés par la région (p. ex. la province) où ils se situent. Les critères visant la désignation d’agent de la paix accordée aux ASN varient d’une province à l’autre. Un processus fédéral de nomination ou de désignation des agents de la paix propre aux sites nucléaires à sécurité élevée serait le bienvenu et se fait attendre depuis trop longtemps.

L’examen des tâches des ASN devrait être lié aux domaines précédents visant la protection des travailleurs et des visiteurs ainsi que la définition des zones contrôlées et les pouvoirs requis des ASN. Les titulaires de permis ont besoin d’un équilibre entre les attentes ou exigences de l’organisme de réglementation et les pouvoirs légaux nécessaires pour y répondre.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Il a été convenu que ce domaine nécessite une mise à jour pour refléter les pratiques et les réalités actuelles visant les sites à sécurité élevée ainsi que celles visant les sites dotés de petits réacteurs modulaires. Ceci devrait comprendre par exemple les types de tâches des ASN aux sites dotés de petits réacteurs modulaires pouvant présenter un effectif minimal par quart sur le site ainsi que des activités de soutien hors site liées à la surveillance des alarmes, à la détection des intrusions ou à l’évaluation.

En ce qui concerne les petits réacteurs modulaires de plus grande taille, les tâches et pouvoirs des ASN devront être clairement définis dans le Règlement. Il faudrait mettre à jour les tâches et pouvoirs pour les zones protégées et les zones contrôlées, du point de vue des petits réacteurs modulaires.

3.11 Comptabilisation et contrôle des matières nucléaires (CCMN) – interface efficace entre les garanties, la sûreté et la sécurité

De nouvelles exigences pourraient être adoptées pour donner suite aux recommandations formulées dans la collection Sécurité nucléaire no 13 de l’AIEA et à une recommandation tirée du rapport sur la mission du SCIPP. Plus précisément, on recommande ce qui suit dans le rapport de mission : [traduction] « La CCSN devrait envisager de revoir les critères et les exigences relatives au rendement d’un système de CCMN à des fins de sécurité nucléaire pour détecter une tentative d’enlèvement non autorisé (tant le vol soudain que le vol sur une longue période) afin d’améliorer les mesures de protection contre la menace interne » [7].

On pourrait aussi ajouter une exigence visant les sites à sécurité moyenne et les sites à sécurité élevée. Ces sites seraient tenus d’évaluer et de gérer l’interface de sécurité avec la sûreté et les activités de CCMN de manière à s’assurer qu’elles n’aient pas d’incidence défavorable les unes par rapport aux autres et que, dans la mesure du possible, elles se renforcent mutuellement.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Les titulaires de permis conviennent que des interfaces efficaces doivent être mises en place entre les garanties, la sûreté et la sécurité nucléaire et qu’ils ont instauré des mécanismes appropriés pour soutenir ces interfaces. Ils estiment aussi que cet aspect est appuyé par une solide culture de sûreté et de sécurité. Il serait peut-être nécessaire d’intégrer complètement les garanties dans la sécurité nucléaire.

Les titulaires de permis n’étaient pas convaincus de la nécessité d’une exigence réglementaire pour avoir en place une interface efficace. Si une exigence réglementaire est jugée nécessaire, elle ne devrait pas être trop prescriptive.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Les participants de l’atelier ont convenu que des interfaces efficaces doivent être mises en place entre les garanties, la sûreté et la sécurité nucléaire, et qu’ils allaient mettre en œuvre des mécanismes appropriés pour soutenir ces interfaces. Les participants étaient aussi d’avis que cette interface est appuyée par un cadre robuste en ce qui concerne les garanties et la sécurité. Il serait peut-être nécessaire d’intégrer complètement les garanties dans la sécurité nucléaire.

Certains participants de l’atelier ne pensaient pas qu’une exigence réglementaire était nécessaire pour avoir une interface efficace. Si une exigence réglementaire est nécessaire, elle ne devrait pas être trop prescriptive.

On a également indiqué qu’en ce domaine, une orientation supplémentaire axée sur les différences entre les petits réacteurs modulaires et les centrales nucléaires plus grandes ainsi que les défis posés par leurs différentes caractéristiques (p.ex. endroit reculé, échelle plus réduite, etc.) seraient utiles pour les demandeurs éventuels.

3.12 Comptabilisation et contrôle des matières nucléaires (CCMN) – signalement des écarts et protection contre les cyberattaques

Des exigences relatives à la CCMN pour les sites à sécurité élevée pourraient être ajoutées. Tout écart concernant des matières nucléaires devrait être signalé rapidement au personnel de sécurité du site et les systèmes de CCMN devraient être protégés contre les cyberattaques.

La possibilité d’instaurer l’obligation de signaler rapidement au personnel de sécurité du site tout écart concernant des matières nucléaires est envisagée dans le but de s’assurer que des cadres de CCMN efficaces sont en place. Par exemple, les préoccupations liées à la sécurité nationale comprendraient toute situation où des matières n’ont pas été rapidement signalées en raison d’un vol sur une longue période ou d’un détournement par un agresseur interne. Cette proposition se fonde sur des questions nationales relatives à la sécurité nucléaire, de même que sur les recommandations de l’AIEA formulées à la section 3.26 de la collection Sécurité nucléaire no 13 : Recommandations de sécurité nucléaire sur la protection physique des matières nucléaires et des installations nucléaires. Selon la section 3.26, l’« exploitant devrait assurer à tout moment le contrôle de toutes les matières nucléaires dans une installation nucléaire et être en mesure de les comptabiliser. Il devrait rapidement rendre compte de tout écart comptable confirmé comme l’aura stipulé l’autorité compétente » [8].

L’obligation de protéger les systèmes de CCMN contre les cyberattaques serait conforme aux recommandations formulées par l’AIEA dans la collection Sécurité nucléaire no 13. L’AIEA y précise que les « systèmes informatisés utilisés pour la protection physique, la sûreté nucléaire et la comptabilité et le contrôle des matières nucléaires devraient être protégés contre la compromission (cyberattaque, manipulation ou falsification, par exemple) conformément à l’évaluation de la menace ou à la menace de référence » [9].

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Les titulaires de permis soutiennent des activités de CCMN efficaces. Ils ne sont au courant d’aucune lacune en ce domaine et estiment qu’il n’y a pas besoin de modalités normatives, mais plutôt d’un objectif ou d’un résultat.

L’exigence visant des activités de CCMN efficaces figure déjà dans le document d’application de la réglementation RD-336, Comptabilisation et déclaration des matières nucléaires.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

La comptabilité et le contrôle des matières nucléaires exigent une interface efficace entre la sécurité, les garanties et le domaine de la comptabilité des matières nucléaires. Le partage électronique de ce type de renseignements doit être envisagé. Les participants de l’atelier considèrent des activités de CCMN efficaces comme une exigence raisonnable.

Il n’y avait pas de préoccupations à l’égard de la réforme proposée pour assurer la comptabilisation des matières nucléaires, le signalement rapide des incohérences et la cybersécurité des activités de CCMN. Aucune incidence n’a été avancée par les titulaires de permis ou fournisseurs potentiels de petits réacteurs modulaires alimentés avec du combustible solide. Les participants étaient d’avis qu’une interface efficace entre la sécurité et la sûreté est nécessaire pour appuyer cette proposition.

Ils craignaient que ce domaine puisse poser un problème avec les petits réacteurs modulaires alimentés avec du combustible solide. Ils ont demandé que la CCSN identifie les autorités ou organismes auxquels ce type d’informations doit être communiqué. La cybersécurité de ce type d’informations est également un élément important à prendre en considération dans les prochaines étapes du processus de modification du RSN.

3.13 Protection des travailleurs et des visiteurs

Les titulaires de permis de sites et d’installations à sécurité élevée visés par la nouvelle définition de site à sécurité moyenne seraient tenus d’établir et de tenir à jour des plans et des procédures d’intervention efficaces pour protéger les travailleurs et les visiteurs en cas d’incident de sécurité. Cette mesure permettrait de s’assurer que les titulaires de permis sont prêts à faire face à un incident de sécurité grave mettant en danger les travailleurs ou les visiteurs.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Les titulaires de permis conviennent que ce domaine doit être revu. Certains titulaires de permis considèrent que la protection des travailleurs et des visiteurs est une question clé qui doit être réglée immédiatement. Il y a des inquiétudes concernant le besoin d’une intervention de sécurité en dehors de la zone protégée étant donné le manque perçu de pouvoirs légaux des agents de sécurité nucléaire dans les zones contrôlées.

D’autres titulaires de permis estiment que la menace de référence dégage déjà le besoin de protéger les travailleurs et les visiteurs et que des mesures de sécurité sont déjà en place dans certains sites pour répondre à ces types d’incidents ou de scénarios.

Un point de vue prévalant soulignait que lors de la modification du RSN, il faut veiller à ce que le personnel chargé de la sécurité aux sites à sécurité élevée dispose de l’autorité légale nécessaire. Ceci vise non seulement à assurer que le personnel puisse répondre aux incidents liés au vol et au sabotage de matières nucléaires ou des installations, mais aussi aux incidents impliquant la violence en milieu de travail et d’autres activités criminelles pouvant survenir sur le site en cas de menace importante, réelle et immédiate pour les personnes. Ceci devrait comprendre la spécification des zones ou parties de l’installation nucléaire dans lesquelles ces pouvoirs légaux pourraient s’appliquer. Les titulaires de permis étaient d’avis que les ASN doivent avoir une protection adéquate au titre de la responsabilité.

Dans ce type de situations, l’intervention policière à l’extérieur du site devrait également être immédiatement déclenchée. Toutefois, les ASN ont dû faire face à différentes situations exigeant une intervention immédiate pour minimiser le risque pour le personnel, l’exploitation ou les visiteurs du site. Il s’agit d’une réelle préoccupation non seulement dans la zone protégée, mais aussi dans d’autres zones, notamment les zones contrôlées et les points d’accès au périmètre où il y a beaucoup d’activités (filtrage des visiteurs et des entrepreneurs) pour assurer l’exploitation du site.

Les participants étaient également d’avis qu’il faudrait une orientation au sujet de la portée ou du type de protection qui devrait être fourni.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

L’exigence proposée pourrait faire partie du PSN. Cette exigence n’est pas forcément nécessaire dans le cadre d’activités se déroulant dans des endroits éloignés où l’effectif par quart sur le site est minimal et les visiteurs occasionnels. Il faudrait appliquer une approche qui tient compte du risque. Elle pourrait exiger une intervention (policière) à l’extérieur du site en fonction du type de menace ou d’incident.

Les participants ont convenu que les installations dotées d’une sécurité nucléaire sur le site ont besoin d’un mandat et d’une base juridique clairs pour protéger les travailleurs et les visiteurs. Le RSN devrait se concentrer sur les événements liés à une menace de référence.

Dans les régions éloignées, ceci représente un défi, en particulier en cas d’effectif minimal par quart sur le site et la possibilité de salles de commande à l’extérieur du site.

3.14 Zone contrôlée

D’après les commentaires déjà recueillis auprès des titulaires de permis, on pourrait ajouter une nouvelle définition de zone contrôlée. Actuellement, le RSN inclut une définition qui englobe certaines zones des sites nucléaires. Plus précisément, le RSN prévoit des exigences relativement aux zones protégées. Toutefois, le RSN n’inclut pas les autres zones stratégiques de l’installation présentes sur la propriété. Ces zones comprennent, notamment, la zone entourant la centrale nucléaire appartenant à l’exploitant. La définition d’une zone contrôlée pourrait inclure toutes les zones contrôlées par le propriétaire autour de l’installation nucléaire, qui revêtent une importance stratégique pour ce qui est d’assurer efficacement la sécurité nucléaire du site. En outre, de nouvelles exigences seraient ajoutées au RSN pour les sites à sécurité élevée afin de clarifier les pouvoirs légaux des ASN à l’égard des zones contrôlées.

L’exigence pourrait assurer que des stratégies de défense en profondeur sont adoptées pour les sites à sécurité élevée. Elle est conforme au principe fondamental I : Défense en profondeur énoncé dans la Convention sur la protection physique des matières nucléaires (CPPMN), qui est rédigé en ces termes : « Les prescriptions nationales concernant la protection physique devraient être l’expression d’un concept reposant sur plusieurs niveaux et modalités de protection (qu’ils soient structurels ou techniques, concernant le personnel ou organisationnels) qui doivent être surmontés ou contournés par un agresseur pour atteindre ses objectifs » [3].

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

La communauté des titulaires de permis appuie fortement l’idée de définir une zone contrôlée du point de vue de la sécurité et de fournir les pouvoirs légaux nécessaires permettant aux ASC d’exécuter leurs fonctions requises dans cette zone, y compris le contrôle de l’accès, la fouille des visiteurs ou des véhicules, les patrouilles et les fonctions d’intervention et d’interdiction.

Les titulaires de permis étaient d’avis que cette zone est directement liée à la protection des travailleurs et des visiteurs. Ils étaient également convaincus que la désignation d’agent de la paix pour les ASN travaillant dans ces zones devrait être mise en place du point de vue fédéral dans la mesure où tous les titulaires de permis n’ont pas la possibilité d’obtenir un statut d’agent de la paix provincial.

Le terme « zone contrôlée » est déjà utilisé dans certains sites aux fins de la radioprotection.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Il s’agit d’une zone qui doit être prise en compte en particulier pour les sites dotés de petits réacteurs modulaires de plus grande taille. Il est essentiel que les sites à sécurité élevée existants disposent d’une définition de la zone contrôlée et que les pouvoirs requis des ASN soient établis. Le RSN actuel n’est pas clair quant aux pouvoirs légaux des ASN à l’extérieur de la zone protégée.

Il conviendrait de réfléchir à la façon d’appliquer une telle définition aux sites dotés de petits réacteurs modulaires de plus petite taille, situés dans des régions plus éloignées et comportant un effectif minimal par quart sur le site; par exemple, un site éloigné doté de petits réacteurs modulaires situés sous terre, avec des installations en surface, une empreinte géographique (du site) ou des activités minimales.

Il faudrait une réglementation donnant aux ASN les pouvoirs légaux et le fondement juridique pour assurer l’exploitation et protéger la zone contrôlée. Il faudrait envisager d’ajouter la définition suivante au RSN modifié : Une « zone contrôlée » représente la zone située entre la zone protégée et la clôture (ou limite) périphérique qui entoure tout le site de l’installation (ou des installations) où le titulaire de permis réalise les activités autorisées.

3.15 Local de surveillance

À l’heure actuelle, on entend par « local de surveillance » tout local visé à l’article 15 du RSN. Ce dernier précise les exigences relatives à ce type de local.

La définition de local de surveillance et les exigences connexes pourraient être modifiées dans le but de définir clairement la fonction de ce local. On pourrait aussi modifier les exigences visant le local de surveillance en transférant les détails et l’orientation techniques dans un document d’application de la réglementation pour renforcer la souplesse.

Par exemple, les exigences énoncées aux sous alinéas 15(2)c)(i), (ii) et (iii) concernant les communications dans le local de surveillance seraient transférées dans le document d’application de la réglementation approprié.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

En général, les participants appuient l’ajout d’une nouvelle définition du local de surveillance dans le cadre de la modification du RSN. Les titulaires de permis ont demandé si le RSN modifié contiendrait de nouvelles exigences visant le local de surveillance dans la mesure où les changements peuvent entraîner des engagements financiers importants.

Les titulaires de permis ont également appuyé le déplacement des exigences techniques relatives au local de surveillance figurant dans la version actuelle du RSN dans un document d’application de la réglementation, dans le cadre de tout futur processus de modification du RSN. Les titulaires de permis ont demandé que l’on veille, lors de la rédaction du nouveau texte du RSN, à assurer la clarté du libellé qui décrit les exigences relatives au local de surveillance dans le RSN et dans les documents d’application de la réglementation éventuellement associés.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Comme indiqué précédemment, certains participants de l’atelier ont indiqué que l’acronyme SMR en anglais est source de confusion étant donné qu’il est utilisé à la fois pour désigner un local de surveillance et un petit réacteur modulaire. Il a été suggéré d’adopter la terminologie ou la définition de l’AIEA concernant une station centrale de surveillance (SCS) et de l’utiliser pour remplacer l’expression « local de surveillance » tout au long du RSN. La définition actuelle d’une SCS dans la collection Sécurité nucléaire de l’AIEA décrit les principales fonctions des locaux de surveillance existants aux sites nucléaires à sécurité élevée du Canada, de sorte que cette suggestion sera prise en considération.

Il a été convenu d’énoncer les exigences techniques relatives au local de surveillance dans un document d’application de la réglementation. Il a également été demandé de prévoir une certaine souplesse dans le RSN modifié afin de pouvoir utiliser une approche graduelle tenant compte du risque pour les exigences relatives au local de surveillance. Il serait utile de prévoir une certaine souplesse afin de permettre l’utilisation d’une technologie de pointe éprouvée en matière de sécurité. Il faudrait aussi tenir compte des incidences des facteurs humains pour les installations de surveillance à distance hors site.

Il a été demandé que le Règlement permette ou prévoit l’approche de la « sécurité intégrée à la conception » pour le local de surveillance, y compris s’il peut être situé sur le site ou hors site. L’emplacement du local de surveillance devrait être fondé sur une EMR.

Le Règlement devrait permettre l’utilisation d’une approche graduelle pour les réacteurs de recherche. La CCSN devrait envisager d’autoriser un seul local de surveillance pour surveiller plusieurs sites dotés de petits réacteurs modulaires. Il a été suggéré que le Règlement impose la mise en place de contrôles pour éviter l’introduction de menaces cybernétiques (p. ex. des logiciels malveillants) dans les systèmes essentiels des locaux de surveillance.

3.16 Définition de l’agresseur potentiel

La définition d’agresseur potentiel pourrait être élargie pour englober d’autres domaines, comme l’enlèvement non autorisé ou le sabotage de biens informatiques essentiels aux installations nucléaires, y compris des biens essentiels au fonctionnement des systèmes (sécurité, garanties, sûreté et préparation aux situations d’urgence). Par la suite, comme la définition mise à jour aura une incidence sur la définition de la menace de référence, les sites à sécurité élevée seront appelés à tenir compte d’un large éventail de caractéristiques de menaces dans le cadre de l’analyse de la menace de référence (AMR) de la CCSN.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

En général, les participant appuient la révision de la définition de l’« agresseur potentiel » pour veiller à ce qu’elle comprenne les facteurs de menace susceptibles de toucher le secteur nucléaire canadien. L’attention actuellement accordée à l’agresseur potentiel concerne le vol et le sabotage de matières nucléaires ou d’installations nucléaires. Comme c’est le cas actuellement, cet examen doit être comparable au processus d’AMR qui donne aux titulaires de permis l’occasion de consulter et de formuler des commentaires.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Il a été convenu que la définition doit être suffisamment large pour veiller à ce que tous les aspects soient abordés. Cela devrait se retrouver dans le cadre du processus d’AMR. Ce domaine devrait être lié à l’exigence relative aux exercices de sécurité sur le site. Il devrait également tenir compte des caractéristiques propres aux petits réacteurs modulaires, y compris les sites situés dans des zones éloignées et les fonctions de soutien hors site.

3.17 Suggestions de modifications

La CCSN a donné l’occasion de formuler des suggestions supplémentaires concernant des modifications potentielles qu’elle pourrait envisager au moment de mettre à jour le RSN.

Commentaires reçus des titulaires de permis visés à l’annexe 2, des transporteurs de matières nucléaires et des titulaires de permis d’exploitation de réacteurs SLOWPOKE

En modifiant le RSN, certains participants de l’atelier ont demandé que la CCSN offre une certaine souplesse en permettant aux titulaires de permis de proposer une méthode de dépistage des explosifs, des armes, etc. dans les véhicules qui pénètrent dans une installation nucléaire.

Commentaires formulés par les titulaires de permis de sites à sécurité élevée

Durant l’atelier, les participants ont formulé les suggestions suivantes à prendre en compte par la CCSN :

  • Veiller à consulter les titulaires de permis lors de la rédaction de nouveaux documents d’application de la réglementation sur la sécurité à l’appui du RSN modifié.
  • Lors de la révision des exigences relatives aux ASN, il faut tenir compte du fait qu’il y a sur place des ASN armés et non armés et qu’ils peuvent avoir des exigences différentes en ce qui concerne les tâches, la formation et l’équipement.
  • Installations de gestion des déchets : énumérer les exigences dans un module distinct dans le RSN modifié.
  • Installations dotées de réacteurs SLOWPOKE : énumérer les exigences dans un module distinct dans le RSN modifié.
  • Revoir la fréquence de la présentation de l’EMR par les sites à sécurité élevée. Référence au paragraphe 7.5(1) du RSN.
  • Prolonger la durée d’une CSAS de 5 à 10 ans. Référence au paragraphe 17(1.2) du RSN.
  • Revoir les exigences énoncées aux paragraphes 27.1(1) et (2) du RSN pour veiller à ce qu’elles comprennent d’autres services d’urgence (services d’incendie, services médicaux, etc.) et fournir des éclaircissements au besoin.
  • Revoir l’article 31 du RSN visant l’équipement des ASN pour déterminer s’il faut dresser la liste d’une partie ou de l’ensemble de l’équipement dans le RSN ou transférer l’information dans un document d’application de la réglementation.
  • Prolonger la fréquence des exercices de sécurité majeurs avec la collaboration des forces d’intervention externes de 2 à 3 ans. Référence au paragraphe 36 (2) du RSN.
  • Pallier au manque d’uniformité entre les éléments du texte du RSN actuel qui feront partie du RSN modifié, y compris les références à d’autres règlements.
  • Certains participants ont suggéré d’éviter de faire référence au libellé « programmes » lors de la mise à jour du RSN. Ils préféreraient dans la mesure du possible une formulation précise.
  • Les notes en bas de page de l’annexe 1 qui énumère les matières nucléaires de catégories I, II et III nécessitent des éclaircissements. Elles ne tiennent pas compte des mesures de sécurité telles que la défense en profondeur. Elles devraient être basées sur une approche graduelle. Une approche flexible est requise pour les sites de stockage de matières nucléaires.

Commentaires formulés par les fournisseurs et concepteurs de petits réacteurs modulaires

Durant l’atelier, les participants ont formulé les suggestions suivantes à l’intention de la CCSN :

  • Le RSN modifié pourrait-il prévoir la possibilité d’une force d’intervention hors site si le demandeur peut fournir des fonctions de « sécurité intégrée à la conception » éprouvées permettant de contrer une menace de référence, telles que des barrières artificielles, l’implantation souterraine des éléments d’exploitation essentiels, des barrières de sûreté passive, etc.?
  • Le RSN modifié peut-il prévoir une manière d’échanger des renseignements réglementés ou classifiés de façon électronique?
  • Les exploitants de petits réacteurs modulaires seront-ils tenus d’organiser des exercices de sécurité tous les deux ans à l’instar de ceux de centrales nucléaires commerciales?
  • Le RSN modifié pourrait-il prendre en considération des emplacements extracôtiers pour les petits réacteurs modulaires, tels qu’un navire maritime ancré ou une barge?
  • Le RSN modifié contiendra-t-il une définition concernant les différents types, emplacements, tailles et puissances nominales des petits réacteurs modulaires?
  • La « sécurité intégrée à la conception » sera-t-elle proposée en tant que solution ou objectif de haut niveau fondé sur le rendement au tout début du RSN modifié?
  • Le RSN modifié permettra-t-il d’opter pour des technologies sans fil?
  • Surveillance visuelle directe : peut-elle être également effectuée par des moyens non humains ou techniques?
  • Offrir la possibilité de remplacer les fonctions des ASN par une technologie éprouvée.
  • Étendre les options d’une force d’intervention hors site pour inclure des unités des Forces armées canadiennes, comme les Rangers canadiens, déjà présentes dans les régions éloignées du Nord du Canada.
  • La fréquence de l’EMR devrait correspondre au risque et à la vitesse d’évolution de la menace, ainsi qu’à son incidence potentielle sur le type d’installation. La politique du gouvernement du Canada sur la sécurité devrait être citée en référence et suivie pour éviter le double emploi ou les contradictions. Il s’agit d’une préoccupation exprimée par certains vendeurs et fournisseurs de petits réacteurs modulaires, dans la mesure où ces derniers doivent suivre le Manuel de la sécurité industrielle de Services publics et Approvisionnement Canada.
  • Il pourrait y avoir des considérations particulières applicables au transport de cœurs de réacteurs pour les demandes de permis visant un PRM, p. ex., un cœur qui a déjà fait l’objet d’un essai à faible puissance et qui par conséquent est irradié.

4. Prochaines étapes

Voici les prochaines étapes de la modification du RSN :

  • Dans le cadre de l’établissement d’une approche réglementaire, étudier toute la rétroaction sur le RSN recueillie par la CCSN
  • Publier les modifications proposées aux fins de consultation publique dans la Partie I de la Gazette du Canada

Annexe A : Participants à l’atelier

Les tableaux 1, 2 et 3 fournissent une liste des organisations participantes et du nombre de participants présents lors de chaque atelier.

Tableau 1 : Participants à l’atelier du 12 octobre 2016

Organisation Nombre de participants
Cameco Corporation 2
LFI Laurentide 1
Université McMaster 1
Nordion Inc. 1
Collège militaire royal du Canada 1
RSB Logistic 1
SRB Technologies (Canada) Inc. 1
TAM International Inc. 1
Université de l'Alberta 1

Tableau 2 : Participants à l’atelier du 13 octobre 2016

Organisation Nombre de participants
Énergie atomique du Canada limitée 1
Bruce Power 3
Laboratoires Nucléaires Canadiens 3
Laboratoires de Chalk River 1
Hydro-Québec 4
Société d’Énergie du Nouveau-Brunswick 2
Ontario Power Generation 3

Tableau 3 : Participants à l’atelier du 31 janvier 2017

Organisation Nombre de participants
Amec Foster Wheeler 2
ARC Nuclear 1
Énergie atomique du Canada limitée 1
Bruce Power 2
Laboratoires Nucléaires Canadiens 2
Groupe CSA 1
Candesco Division of Kinectrics 1
Candu Énergie Inc. 2
Ministère de la Défense nationale 1
Dunedin Energy Systems Ltd. 1
Gouvernement de l’Ontario, ministère de l’Environnement et de l’Énergie 1
Hatch Ltd. 2
JSC Rusatom Energy International 1
LeadCold Reactors 1
Moltex Energy 2
Ressources naturelles Canada 2
Société d’Énergie du Nouveau-Brunswick 2
Ontario Power Generation 3
SNC-Lavalin Nucléaire Inc. 1
Terrestrial Energy Inc. 1
X-energy LLC 1

Annexe B : Liste des sigles

AIEA
Agence internationale de l’énergie atomique
AMR
analyse de la menace de référence
ASN
agent de sécurité nucléaire
CCMN
comptabilisation et contrôle des matières nucléaires
CCSN
Commission canadienne de sûreté nucléaire
CPPMN
Convention sur la protection physique des matières nucléaires
CSA
Groupe de l’Association canadienne de normalisation
CSAI
cote de sécurité donnant accès à l’installation
CSAS
cote de sécurité donnant accès aux sites
EMR
évaluation des menaces et des risques
MR
menace de référence
PSN
plan de sécurité nucléaire
RSN
Règlement sur la sécurité nucléaire
SCIPP
Service consultatif international sur la protection physique
SCS
station centrale de surveillance
VDEL
vérification des dossiers sur l’exécution de la loi
VNCJ
vérification nominale du casier judiciaire

Annexe C: Références

  • [1] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Objectif et éléments essentiels du régime de sécurité nucléaire d’un État, collection Sécurité nucléaire no 20, Vienne, Autriche, p. 11, 2013.
  • [2] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Service consultatif international sur la protection physique (SCIPP), Mission Report: Canada, Vienne, Autriche, p. 97, 2015.
  • [3] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Amendement de la Convention sur la protection physique des matières nucléaires, INFCIRC/274/Rév.1/Mod.1, Vienne, Autriche, p. 6, 2016.
  • [4] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Objectif et éléments essentiels du régime de sécurité nucléaire d’un État, collection Sécurité nucléaire no 20, Vienne, Autriche, p. 14, 2013.
  • [5] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Amendement de la Convention sur la protection physique des matières nucléaires, INFCIRC/274/Rév.1/Mod.1, Vienne, Autriche, p. 5, 2016.
  • [6] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Service consultatif international sur la protection physique (SCIPP), Mission Report: Canada, Vienne, Autriche, p. 109, 2015.
  • [7] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Service consultatif international sur la protection physique (SCIPP), Mission Report: Canada, Vienne, Autriche, p. 20, 2015.
  • [8] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Recommandations de sécurité nucléaire sur la protection physique des matières nucléaires et des installations nucléaires, collection Sécurité nucléaire no 13, INFCIRC/225/Révision 5, Vienne, Autriche, p. 11-12, 2011.
  • [9] Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), Recommandations de sécurité nucléaire sur la protection physique des matières nucléaires et des installations nucléaires, collection Sécurité nucléaire no 13, INFCIRC/225/Révision 5, Vienne, Autriche, p. 24, 2011.

Note de bas de page

Note de bas de page 1

Le 12 octobre 2016, la CCSN et Ressources naturelles Canada ont coanimé une séance distincte d’une demi-journée avec les titulaires de permis qui exploitent des sites à sécurité élevée, afin de discuter de certaines questions concernant les ASN. Ceci faisait partie d’une initiative distincte, et les commentaires formulés dans le cadre de cette séance ne font pas partie du présent rapport.

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